RAPPORT DE VOYAGE D’OPTION G enie Atomique · 2 Agence Internationale de l’Energie Atomique...

Ecole des Mines ParisTech

Promotion 2012

RAPPORT DE VOYAGE D’OPTION

Genie Atomique

Directeur de l’option : Noel CAMARCAT

Professeurs accompagnants : Noel CAMARCAT et Alain GOUCHET

Eleves : Charles LEDUC, Clement LELOUP, Guillaume GIUDICELLI, Seav Er HUY, Vic-tor DE CACQUERAY et Yi WANG

Dates du voyage : 30 mars - 03 avril 2015

Noms des organismes visites : CNPE de Golfech et AIEA a Vienne (Autriche)

Table des matieres

Table des figures 3

Remerciement 4

Introduction 5

1 Visite du CNPE de Golfech 61.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 61.2 Fonctionnement de la centrale . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 71.3 Les grandes principes de surete nucleaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81.4 Application de la defense en profondeur/surete . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9

1.4.1 Les aspects techniques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 101.4.1.1 La conception et l’innovation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 101.4.1.2 L’entretien . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 101.4.1.3 Les tests . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11

1.4.2 Les aspects organisationnels . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 111.4.2.1 La formation et les qualifications . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 111.4.2.2 Le management des risques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 111.4.2.3 La transmission de la culture de surete . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12

1.5 Impressions sur la centrale . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 131.5.1 Visite au CNPE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 131.5.2 Simulateurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14

1.5.2.1 Mistral/Sipact . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 141.5.2.2 Simulateur pleine echelle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15

1.5.3 Carriere . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16

2 Agence Internationale de l’Energie Atomique (AIEA) 182.1 Presentation de l’AIEA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 182.2 L’AIEA et Fukushima . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18

2.2.1 L’IRRS au Japon, Juin 2007 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 192.2.2 L’AIEA pendant l’accident de Fukushima . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 192.2.3 Les conclusions tirees et le rapport Weightman . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 202.2.4 La gestion de l’accident sur le long terme . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21

2.3 Activite de l’AIEA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 212.3.1 La gestion de crise (IEC) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 212.3.2 The Milestone Approach . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 222.3.3 Gestion des dechets nucleaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 232.3.4 Le stockage des dechets nucleaires de tres faible activite en France et les bonnes

pratiques de l’AIEA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 262.3.5 Quelques applications industrielles non energetiques de la radioactivite . . . . . . 28

2.3.5.1 Sante humaine . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

1

TABLE DES MATIERES 2

2.3.5.2 Agriculture et securite alimentaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 302.3.5.3 L’industrie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31

2.3.6 Garanties du Traite de Non-Proliferation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32

3 Representation permanente de la France a l’AIEA 353.1 Presentation de la representation permanente de la France a l’AIEA par l’ambassadrice

de France a l’AIEA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 353.2 Sujets, enjeux de la France . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36

3.2.1 Armes Nucleaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 363.2.2 Traite de Non-Proliferation (TNP) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 373.2.3 Cas : la Coree du Nord . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 383.2.4 Cas : l’Iran . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 393.2.5 Lutte contre le terrorisme nucleaire et radiologique . . . . . . . . . . . . . . . . . 40

3.3 Hard Law & Soft Law . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 403.4 Responsabilite civile nucleaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42

3.4.1 Les deux grandes conventions de Responsabilite civile nucleaire (RCN) . . . . . 433.4.2 La convention sur la reparation complementaire (CRC) des dommages nucleaires

(1997) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 443.4.3 Fukushima : la RCN en pratique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 443.4.4 Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45

4 Conclusion 46

Table des figures

1.1 Photo de la centrale nucleaire de Golfech . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 61.2 Schema simplifie du fonctionnement de la centrale nucleaire . . . . . . . . . . . . . . . 71.3 Schema de principe du circuit secondaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81.4 Ecran de simulation SIPACT . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 151.5 Salle de simulateur pleine echelle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16

2.1 Phase de construction d’une centrale . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 232.2 Cycle de combustibles nucleaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 242.3 Mine reamenagee du Puy de l’Age . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 272.4 Exemples de dechets de TFA : structures metalliques issues du demantelement d’instal-

lations nucleaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 282.5 Stockage des dechets de faible activite au CIRES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 282.6 Principe de l’imagerie medicale . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 292.7 La tomographie par emission de positrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 302.8 Principe de la radiotherapie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 302.9 Accelerateur d’electrons utilise pour la radiotherapie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 302.10 Les produits chirurgicaux et medicaux sterilises dans leur emballage . . . . . . . . . . . . 312.11 Comparaison de la conservation d’oignons irradies et non-irradies . . . . . . . . . . . . 312.12 L’activation d’une piece d’un moteur d’automobile permet de calculer sa vitesse d’usure 322.13 L’activation d’une piece d’un moteur d’automobile permet de calculer sa vitesse d’usure 32

3.1 Parvis du batiment de l’AIEA a Vienne . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 353.2 Prise de vue aerienne du Vienna International Center . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 373.3 Proliferation nucleaire dans le monde en 2014 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38

3

Remerciement

Par : Yi WANG

Les eleves en option Genie Atomique de l’Ecole nationale superieure des Mines de Paris ayantparticipe a ce voyage d’option souhaitent remercier le personnel d’EDF ainsi que les differents interve-nants de l’Agence internationale de l’energie atomique et de la representation permanente de la Franceaupres de l’AIEA pour leur participation a ce voyage.

Nous souhaitons tout d’abord remercier Arnaud Marinet pour son accueil au CNPE de Golfech,pour l’organisation de nos trois jours a Golfech ainsi que pour la qualite des conferences et discussionsque nous avons pu avoir. Ce fut une opportunite tres interessante de decouvrir le fonctionnement d’unecentrale nucleaire en theorie et en pratique, et de saisir l’envergure des problematiques rencontrees parle personnel sur site.

Nous souhaitons egalement remercier Laurent Kueny et Nicolas Fremy pour l’organisation de nosconferences a Vienne, ainsi que les differents conferenciers qui ont accepte de nous accorder un peude leur temps. Ces exposes nous ont permis d’apprehender les differentes thematiques au cœur desquotidiens de l’AIEA et de la representation permanente de la France. Nous souhaitons egalementtemoigner notre reconnaissance pour les differents echanges que nous avons pu avoir. Nous remercionsaussi Son Excellence Madame l’Ambassadrice pour le temps precieux qu’elle nous a accorde.

Enfin, nous souhaitons remercier notre professeur d’option, Noel Camarcat, pour l’organisation dece voyage d’option, qui nous a permis a tous d’ameliorer notre connaissance technique de la productiond’electricite par l’energie nucleaire et de saisir les differents enjeux de la question de l’energie atomiquedans le monde. Nous souhaitons egalement remercier chaleureusement notre professeur Alain Gouchet,pour son encadrement, sa disponibilite ainsi que les discussions que nous avons pu partager au coursde cette semaine.

Nous souhaitons egalement remercier l’Ecole ainsi que la Fondation MINES ParisTech pour avoirfinance ce voyage. Merci egalement a Guillaume et Charles pour la coordination et la logistique fi-nanciere de ce voyage.

Introduction

Par : Yi WANG

Ce rapport de voyage presente les differents enseignements que nous avons tires de notre voyaged’option qui s’est deroule a Golfech et a Vienne. Il est centre sur des rapports des conferences et visitesauxquelles nous avons pu assister.

Dans une premiere partie, nous presentons un compte-rendu de notre visite au centre nucleairede production d’electricite de Golfech, site EDF situe dans le Tarn-et-Garonne. Au cours de ces troispremiers jours, nous avons pu decouvrir en detail le fonctionnement des reacteurs a eau pressuriseedu site, a la fois grace a des exposes theoriques, ainsi qu’en decouvrant les simulateurs utilises pour laformations des operateurs. Notre derniere journee a Golfech nous a permis de visiter certaines partiesde la centrale, et nous avons ainsi pu saisir au mieux les enjeux techniques au quotidien.

Dans une seconde partie, nous presentons un compte-rendu des conferences que nous avons suiviesa Vienne sur l’Agence internationale de l’energie atomique. Ces conferences se concentrent sur unepresentation des differentes missions et activites des personnels de l’AIEA, en particulier avec le casrecent de l’accident de Fukushima.

Enfin, dans une troisieme partie, nous rapportons les conferences du personnel de la representationpermanente de la France a l’AIEA. Nous avons pu nous interesser aux differents enjeux pour la France,ainsi que suivre des presentations sur des aspects legaux du nucleaire.

Nous vous souhaitons une agreable lecture et esperons qu’a travers ce rapport de voyage, nouspourrons refleter au mieux les enseignements et sensibilisations que nous avons pu tirer lors de cettesemaine d’etude.

Chapitre 1

Visite du CNPE de Golfech

1.1 Introduction

Par : Seav Er HUY

La production electrique en France est 80% d’origine nucleaire et avec ses 58 reacteurs nucleaires, laFrance est le deuxieme mondial en terme d’exploitation nucleaire. EDF (Electricite de France) a pourmission de produire de l’electricite du nucleaire en appliquant toutes les normes de surete de l’ASN(Autorite de Surete Nucleaire).

Les eleves de l’Ecole des Mines ParisTech a l’occasion de leur voyage d’option ont ete invites avisiter la centrale nucleaire de Golfech situee au sud de la France. Comme dans toutes les autres cen-trales nucleaires en France, les reacteurs de Golfech sont des REPs (Reacteur a Eau Pressurisee) et lepremier reacteur a diverge en 1990 et 1993 pour le deuxieme. Les deux reacteurs sont chacun capablesde produire 1300 MWe.

Figure 1.1 – Photo de la centrale nucleaire de Golfech

6

CHAPITRE 1. VISITE DU CNPE DE GOLFECH 7

1.2 Fonctionnement de la centrale

Par : Seav Er HUY

Avant de visiter une centrale nucleaire, il est important de connaıtre et de comprendre les grandeslignes du fonctionnement de la centrale. Une centrale de type REP se divise en trois parties principales :Batiment Reacteur (BR), Salle des Machines et Generateur de Vapeur (GV). La figure 1.2 montre unschema simplifie du fonctionnement de la centrale nucleaire.

La centrale a trois circuits principaux : primaire, secondaire et tertiaire. Le circuit primaire se trouvedans le batiment reacteur. Le fluide circule dans le circuit primaire avec une temperature moyenne de306◦C a la pression de 155,1 bar. La regulation de pression du circuit est assuree par la presence d’unpressuriseur et l’energie thermique qui chauffe le fluide vient principalement de l’irradiation du com-bustible dans la cuve. Il faut preciser que le fluide utilise dans des reacteurs REP est de l’eau legere(eau de ville). La circulation d’eau est assuree par les pompes GMPP(Groupe Moto-Pompe Primaire)ayant une capacite de 22000m3/h. La temperature moyenne du combustible est de l’ordre de 626◦C.

Le generateur de vapeur (GV) se trouvant a l’intersection du circuit primaire et du secondaire apour but de generer de la vapeur d’eau pour faire tourner ensuite la turbine de l’alternateur electrique.La temperature d’eau primaire est 325◦C a l’entree du GV et 287◦C a la sortie. L’echange thermiquese fait par la montee de l’eau du circuit primaire dans les tubes en U qui se trouvent au centre dugenerateur de vapeur. L’eau chaude transmet une partie de la chaleur pour vaporiser l’eau du circuitsecondaire sous la pression de 70 bar. La vapeur passe en haut des GVs par une etape de sechage quipermet d’eliminer les residus d’eau liquide. La temperature de la vapeur est autour de 230◦C.

Figure 1.2 – Schema simplifie du fonctionnement de la centrale nucleaire

Dans la salle des machines, la vapeur est ensuite dirigee vers la turbine. Dans la technologie REP,l’usage de vapeur est optimise. La vapeur venant du generateur de vapeur va entraıner la turbine dansla premiere chambre a haute pression et la vapeur de sortie perd beaucoup en charge (70 bar a 40bar) et purete. On recupere cette vapeur et on l’envoie dans le secheur-surchauffeur afin de pouvoirensuite l’envoyer dans les trois autres chambres de turbine a basse pression (voir figure 1.3). On preciseaussi que la chaleur du surchauffeur provient d’une partie de la vapeur sortant du generateur de vapeur.

La vapeur sortie de ces trois chambres est ensuite refroidie dans le condenseur etl’eau condensee se


Figure 1.3 – Schema de principe du circuit secondaire

dirige vers le circuit de rechauffeur R1-R2-R3 avant d’etre renvoyee dans le generateur de vapeur parune pompe. Derriere l’apparente simplicite du circuit se cache un reseau de tuyauterie tres complexe 1.

Le dernier circuit appele ”tertiaire” recupere la chaleur du circuit secondaire, puis l’evacue aucontact de l’air dans la tour aerorefrigerante (d’une hauteur de 180m a Golfech). L’eau coule du hautde la tour sur une structure en nid d’abeille afin d’optimiser la surface d’echange.La fraction d’eauperdue par evaporation est remplacee par de l’eau puisee dans la Garonne et traitee.

1.3 Les grandes principes de surete nucleaire

Par : Yi WANG

La surete nucleaire est l’ensemble des moyens mis en œuvre a tous les stades de la vie d’une ins-tallation nucleaire pour assurer la protection de l’homme et de l’environnement : cela se traduit pardes dispositions humaines, organisationnelles et techniques. Ces dispositions sont prises en compte lorsde la conception, de la construction et de l’exploitation. L’Autorite de Surete Nucleaire controle lesinstallations nucleaires et s’assure du respect des exigences, en particulier avec les rapports de surete,les regles generales d’exploitations et les specifications techniques d’exploitation.

La surete nucleaire d’un CNPE repose sur trois barrieres de surete dont il faut garantir l’etat :

— La gaine des crayons combustibles, qui enveloppe les pastilles d’uranium et empeche la dispersionde produits radioactifs dans le circuit primaire

1. il faut prendre en compte la presence d’autres systemes de sauvegarde qui sont presents et prets a reagir en casd’accident


— Le circuit primaire, ferme, avec notamment la cuve en acier tres epaisse— L’enceinte de confinement ou batiment reacteur, en betonA ces barrieres de surete, on ajoute trois fonctions de surete a garantir egalement, car leur degradation

peut entraıner la perte d’une barriere de fonctionnement :

— La reactivite du combustible— Le refroidissement du combustible— Le confinement des produits radioactifs

D’autres elements participent a assurer la surete nucleaire :

— La redondance des systemes, en multipliant le nombre de systemes de surete pour prevoir le casd’un disfonctionnement

— La protection contre le defaut de mode commun, en utilisant des technologies differentes surdeux systemes redondants

— La protection physique, en placant deux systemes redondants dans des locaux differents pourse proteger contre un evenement local

— Les trois lignes de defense en profondeur : prevention, surveillance et action— La formation des equipes, avec des controles reguliers sur simulateurs— Les bonnes pratiques de fiabilisation, avec la communication securisee, l’autocontrole et le

controle croise— La prise en compte des risques et defaillances possibles— L’analyse et les retours d’experience

Dans le cas d’une situation accidentelle, des systemes de surete sont prevus pour intervenir :

— L’alimentation de secours des generateurs de vapeur (ASG) dans le circuit secondaire— L’injection de securite d’eau boree (RIS) dans le circuit primaire— L’aspersion en enceinte (EAS) pour refroidir et faire baisser la temperature a l’interieur du

batiment reacteurDe plus, un plan d’appui et de mobilisation (PAM) est declenche par les responsables de l’unite et

une equipe locale de crise est mise en place. Les objectifs sont de maıtriser la situation et en limiterles consequences, ainsi que de proteger le personnel et d’informer les pouvoirs publics et de commu-niquer en internet et en externe. Dans le cas d’un evenement de grande ampleur, un plan d’urgenceinterne (PUI) est deploye. Les differents niveaux PAM et PUI repondent a des situations particuliereset permettent d’informer le personnel d’astreinte adequat. Si la situation est telle qu’il peut y avoirdes impacts sur les populations, le Prefet peut declencher un plan particulier d’intervention (PPI).

Une situation accidentelle est toujours accompagnee d’une collaboration locale et nationale entreles equipes EDF et les pouvoirs publics, avec egalement la presence de l’Autorite de surete nucleaire, etparfois des equipes d’ingenierie du SEPTEN (Service Etudes et Projets Thermiques et Nucleaires) oude AREVA. Une equipe locale de la FARN (force d’action rapide du nucleaire) assiste egalement EDF ;quatre centres regionaux (Bugey, Civaux, Dampierre, Paluel) permettent a chaque CNPE de pouvoiretre assiste en moins de 24 heures en cas d’accident. Cette force est dotee de moyens considerables,notamment d’helicopteres pour pouvoir subvenir a des besoins urgents.

1.4 Application de la defense en profondeur/surete

Par : Victor DE CACQUERAY


Nous avons introduit precedemment dans notre rapport les aspects theoriques de la defense enprofondeur dans une centrale nucleaire. Notre visite de la centrale et nos rencontres avec plusieurscadres du site nucleaire nous ont permis de comprendre les modalites pratiques de l’application dumoto d’EDF ”produire en toute surete” a Golfech. La defense en profondeur est une doctrine qui regitles processus techniques de la centrale a tout les phases de son existence (la conception, l’exploitationet la maintenance), mais aussi a l’organisation humaine de la centrale. Le slogan d’EDF a donc desimplications techniques d’une part mais aussi organisationnelles d’autre part.

1.4.1 Les aspects techniques

1.4.1.1 La conception et l’innovation

Nous ne reviendrons pas dans cette partie sur la conception generale des REPs du pallier 1300MW, qui ont ete abordes dans la section precedente. Quelques dispositifs que nous avons remarqueset que nous n’avions pas imagine meritent d’etre mentionnes :

— Le respect de la troisieme barriere force certaines vannes a etre actionnables mecaniquement adistance.

— Les emplacements laisses pour amener des pompes supplementaires et injecter dans le primaireou le secondaire.

Il nous a semble que la centrale privilegie dans certains domaines la stabilite a l’innovation, et celase comprend quand on connaıt la complexite de la conception et de la qualification de materiels nou-veaux. Ainsi, l’innovation est adoptee lorsqu’elle apporte une reelle plus-value et qu’elle ne risque pasde destabiliser le fonctionnement. Ainsi, l’electronique de commande est globalement restee la memedepuis la conception de la centrale dans les annees 1970 ! L’interface avec l’operateur a en revanchepeu a peu change pour etre plus representative des systemes reellement presents dans la centrale.

Nous avons donc pu nous rendre compte que les systemes vieux jeu offrent de reelles garanties carleur fonctionnement est eprouve et maıtrise par les personnes, meme si EDF n’a pas hesite a apporterles innovations necessaires (afin de prendre en compte des accidents des annees 1980).

Par ailleurs, d’apres Arnaud Marinet, le nombre d’incidents a drastiquement diminue dans lesannees 2000, grace a l’experience acquise dans l’exploitation des centrales, ce qui confirme l’impressionque la continuite est benefique a la surete.

1.4.1.2 L’entretien

L’entretien est un critere de defense en profondeur. Il est implicitement contenu dans la definitionde la defense en profondeur par le biais du mot ”prevention”. Prevenir la panne, c’est entretenir. Surune note d’inspection de l’ASN a Golfech de septembre 2013, relative a l’entretien des equipements,il est ecrit : ”L’ASN vous demande d’identifier les origines des traces d’huile non identifiees sur lesmoteurs de commande a distance des vannes [...]”. Cette phrase montre a quel point les exigences enterme d’entretien sont elevees. Plusieurs exemples demontrant la rigueur apportee a l’entretien nousont ete donnes. Pour de nombreuses pieces essentielles a l’exploitation, l’entretien a lieu a chaque arretde tranche, c’est pourquoi les arrets de tranches sont des projets bien particuliers dans la vie d’unecentrale. Par exemple, les moteurs diesel sont demontes piece par piece pendant chaque recharge dureacteur.


Outre l’entretien, la proprete fait aussi partie de la protection nucleaire contre les doses radioac-tives, car les impuretes peuvent etre la source de doses inutiles dans les parties exposees de la centrale.

1.4.1.3 Les tests

Les tests sont contenus dans les notions de prevention et de surveillance de la defense en profondeur.Ils ont pour objectifs de valider le fonctionnement des materiels, mais aussi la capacite des personnelsa les faire fonctionner. Plusieurs exemples de tests nous ont ete donnes. Citons les tests qui validentla robustesse des deuxieme et troisieme barrieres, realises a chaque visite decennale : le primaire estmonte a 200 bar et l’enceinte du reacteur est montee en pression a 5 bar. Ces tests impressionnants sontcompletes par des tests quotidiens qui paraissent comparativement insignifiants mais qui occupent a lesemployes de la centrale, en particulier le service maintenance. Nous avons par exemple croise pendantnotre visite de la centrale une equipe qui etait en cours d’essai incendie.

1.4.2 Les aspects organisationnels

1.4.2.1 La formation et les qualifications

Le developpement des capacites des personnes nous a paru etre pris tres au serieux par le CNPE.En effet, la surete ne repose pas seulement sur les systemes techniques mais aussi sur les agents. Desagents qui ont une bonne comprehension et un grand savoir faire offrent des garanties en termes desurete, c’est ce qui motive l’entreprise a investir dans la formation sur le site, par le biais de sa divisionformation. Il existe une large palette de formations, etant donne la diversite des metiers sur le site.Nous avons eu un apercu de la formation d’operateur ou de chef d’exploitation grace a notre guide Ar-naud Marinet, grace a notre rencontre d’un jeune operateur Simon Capelle. Le but de cette formationest de d’apprendre a executer un grand nombre de procedures et de bien comprendre les raisons et lesmecanismes impliques dans ces procedures.

Outre ces aspects purement operationnels, EDF dispense aussi des formations destinees aux ma-nagers (chefs d’exploitation, chefs d’equipes. . . ) pour les rendre aptes au commandement d’equipes.

Certaines de ces formations sont jalonnees d’evaluations qui permettent si elles sont reussiesd’acceder aux qualifications visees. Le processus de qualification pour un chef d’exploitation englobedes aspects techniques et manageriaux. L’objectif est d’evaluer les capacites de la personne a repondre ades situations allant de la rupture de tube de GV au refus de travailler d’une equipe pour cause de greve.

1.4.2.2 Le management des risques

Les leviers de controle des risques lies a l’homme sont les memes que pour les risques lies auxdefaillance des machines. La defense s’applique a l’organisation et au pilotage.

S’agissant du pilotage, Golfech met en pratique la defense en profondeur en etablissant le plande fiabilisation de l’intervention (PFI). Ce plan de fiabilisation est constitue de trois volets, qui sontla communication securisee, le controle croise, et l’analyse des erreurs quand elles surviennent. Leserreurs ne refletent en general pas une defaillance d’une personne, mais une erreur de communication,un defaut de formation, ou encore une cause materielle. Cette defaillance est analysee et corrigee afind’ameliorer la surete et la production de la centrale.


Table 1.1 – Communication securisee entre Seav Er et Arnaud

Agents Paroles

Arnaud : Seav Er, je te demande de demarrer la 1, 51 PO au RCP.Seav Er : Tu me demandes de demarrer la 1, 51 PO au RCP.Arnaud : Correct.

S’agissant de l’organisation, la redondance s’applique aux hommes aussi bien qu’aux machines. Lors-qu’il le considere utile, le chef d’exploitation demande une expertise a l’ingenieur surete. Cet ingenieurn’a pas de fonctions dans la production normale de la centrale, il est donc entierement consacre ala surete sur le site. Apres reflexion independante du chef d’exploitation et de l’ingenieur surete, cesderniers se concertent afin d’elaborer une strategie. Le chef d’exploitation a le dernier mot en cas deconflit d’opinion. L’organisation humaine est concue afin que chaque competence necessaire a la suretesoit detenue par plusieurs personnes, dont une au moins doit etre presente sur la centrale et les autrespeuvent etre en astreinte.

Par ailleurs, il peut y avoir une entraide entre les chefs d’exploitation de centrales differentes. Unchef d’exploitation peut consulter un de ses homologues s’il en ressent le besoin afin de commander defacon la plus intelligente possible les operations.

1.4.2.3 La transmission de la culture de surete

L’objectif de la ”culture de surete” transmise aux employes de la centrale est que la surete soitancree dans les esprits et dans les actions. Les employes de la centrale ont conscience qu’ils ont uneresponsabilite importante par rapport a la population, et que la surete prime. La transmission de laculture de surete est la responsabilite des cadres, car cette notion ne s’arrete pas aux equipes de quart,mais elle doit etre vecue par toutes les personnes qui travaillent dans la centrale.

Dans une equipe au travail, les elements clefs de la culture de surete mis en evidence par ArnaudMarinet sont :

— La confiance mutuelle— Le respect des ordres du manager— L’exemplarite du manager surete— La bonne entente entre les personnesLa confiance est tres importante car un agent qui a commis une erreur ne doit pas chercher a la

cacher, mais il doit au contraire chercher a faire rapidement remonter l’information. Ainsi, son managerpeut avoir confiance en lui. Reciproquement, il aura d’autant plus de chances de reconnaıtre son erreurs’il a confiance en son manager car il sait que celui-ci ne lui jettera pas la pierre.

Le respect de l’autorite du manager est aussi un critere important de la culture surete. Le res-pect des consignes etant necessaire a la surete, les agents doivent accepter les ordres du manager etobtemperer. Pour cela, le manager doit etre credible et donner l’exemple. Cela est important car lesprocedures peuvent sembler inutiles de l’œil de la personne qui les execute tous les mois.

La bonne entente participe aussi a la culture de surete car elle aide a l’apparition d’un climat quifavorise les elements cites precedemment.


1.5 Impressions sur la centrale

1.5.1 Visite au CNPE

Par : Clement LELOUP

Apres avoir assiste aux differentes presentations de la centrale ainsi qu’a celles de deux des simu-lateurs presents sur le site lors des deux premiers jours, il etait grand temps de passer a la visite aproprement parler. Ainsi, c’est a 07h30, le mercredi 1er avril, que nous nous sommes diriges vers lacentrale en elle-meme.

Apres avoir montre nos pieces d’identites a l’accueil, on nous fournit un badge qui, nous nous enrendrons compte par la suite, nous sera absolument indispensable tout au long de la visite, pour pou-voir passer les nombreux acces securises au sein de la centrale. Il nous restait encore a recuperer deschaussures de securite ainsi qu’un casque, puis a passer le controle de securite comportant un detecteura rayon X pour les sacs et autres equipement, et un portique a detecteur de metaux, avant de pouvoirenfin penetrer l’enceinte de la centrale.

Savoir qu’on est officiellement sur le site d’une centrale nucleaire est impressionnant. En effet, onse dit qu’il doit s’agir d’un des endroits les mieux gardes et les plus surveilles au monde, que tout yest etudie pour assurer la securite des personnes qui travaillent sur le site ou vivent dans la region.Par ailleurs, le fait de savoir qu’a quelques centaines de metres se trouve le batiment reacteur au seinduquel une reaction nucleaire maıtrisee a lieu, permettant d’alimenter plusieurs villes en electricite,force le respect envers l’industrie qui en a la charge.

Apres une visite rapide d’un des diesels de securite, qui sont d’ailleurs beaucoup plus imposantsque ce que l’on imaginait, nous nous dirigeons vers la salle des machines et le batiment electrique, danslequel se trouve tout le circuit secondaire, a l’exception bien evidemment des generateurs de vapeurs.Ce qui frappe immediatement lorsque l’on rentre dans le batiment, c’est la proprete. Comme notreguide nous le faisait remarquer, � on pourrait manger par terre �. Pour avoir deja visite des centralesa charbons ou a gaz, le contraste est tres important. Ainsi, tout est tres propre, neanmoins l’espacedisponible est assez faible, au detriment des quelques grands qui composent notre groupe. Nous passonsles systemes principaux en revue (condenseur, surchauffeurs, turbine, etc), puis nous nous dirigeonsvers la salle des commandes.

Avant de rentrer dans la salle des commandes, le formateur qui nous guide demande aux operateurssi cela ne les derange pas que l’on vienne. Et effectivement, l’atmosphere completement differente dela salle des commandes justifie cette attention. L’atmosphere est calme, le mot d’ordre est la sereniteet les nombreux techniciens qui font des allers-retours respectent absolument cela. Apres avoir ete tresimpressionnes par la salle des machines, nous nous dirigeons vers les transformateurs. Puis, vers lebatiment des auxiliaires nucleaires (BAN) et le batiment combustible (BK).

Pour entrer dans le BAN, nous devons equiper une blouse ainsi qu’un dosimetre. Les dispositifs desecurites restent omnipresents tout au long de cette visite, comme pour nous rappeler ou nous sommes.Les differents systemes de sauvegarde nous sont presentes, puis nous arrivons au BK. A cette occasion,nous apprenons beaucoup concernant la gestion du combustible use, la maintenance de la piscine, ainsique quelques anecdotes concernant des pertes facheuses de lunettes dans cette eau bleue.

Nous repassons enfin les differents dispositifs de securite en sens inverse, pour quitter la centrale,impressionnes et ravis.


1.5.2 Simulateurs

Par : Charles LEDUC

Lors de notre sejour a Golfech, nous avons eu l’opportunite de decouvrir deux simulateurs de cen-trale nucleaire : le simulateur SIPACT, qui permet de visualiser les phenomenes physiques lors detransitoires accidentels, et le simulateur pleine echelle qui permet de reproduire a l’identique la sallede pilotage du reacteur.

Les objectifs de la formation et de l’utilisation des simulateurs sont les suivants :— Integrer les principes generaux d’une centrale nucleaire REP— Estimer les enjeux de la surete cote production et cote reseau electrique— Deceler et designer les differents moyens de prendre des informations en salle de commande— Reperer l’emplacement des principaux parametres a observer en salle de commande— Interpreter les grandes phases d’un accident : APRP (Accident Perte de Refrigerant Primaire)

ou RTGV (Rupture Tube Generateur de Vapeur) ou PTEA (Perte Totale Eau Alimentaire) surdes simulateurs de type SIPACT ou MISTRAL.

— Saisir le sens du role des automatismes, des systemes de protection, verrouillage et de sauvegarde.— Differencier les principaux enjeux et le contexte d’une prise de decision en temps reel.— Voir et comprendre l’interet de la documentation : referentiel et modes operatoires— Deceler l’evolution des parametres lors de la sollicitation d’un circuit de sauvegarde (IS)

1.5.2.1 Mistral/Sipact

L’objectif du simulateur Sipact ou Mistral est de visualiser les phenomenes physiques lors de tran-sitoires accidentels (Accident par Perte de Refrigerant Primaire, Rupture Tube Generateur de Vapeur,Perte Totale Eau Alimentaire).

Les simulateurs sont bases sur le code CATHARE (Code Avance de ThermoHydraulique des Ac-cidents de REP). Une version de Cathare a ete developpee afin de faire un calcul en temps reel(CATHARE SIMU). Ce simulateur a pour double vocation la formation et l’etude d’analyse de suretedes REP, d’etudes de gestion d’accidents, de definition de procedures operationnelles et de rechercheet developpement. Il est aussi utilise pour quantifier les marges d’analyse conservative. La methodenumerique dans le code est implicite en 0D et 1D et semi-implicite en 3D. Cette methode est robusteet efficace et permet d’obtenir un bon compromis entre precision et cout du calcul.

Le simulateur MISTRAL (Module d’Interface Specialisable Temps Reel Adaptable en Ligne) per-met de controler le pilotage (tel que la concentration en bore, le pilotage des barres) en cas d’accident.Ce simulateur utilise le code CATHARE (thermo-hydraulique) ; le temps de calcul est tres long et estprincipalement utilise au SEPTEN (centre d’ingenierie nucleaire).

Le simulateur SIPACT a des temps de calculs plus courts qui le rendent adapte a la formation dansles centrales nucleaires.

Lors de notre sejour a Golfech, nous avons eu l’opportunite de decouvrir ce simulateur et de simulerun accident : l’arret des pompes primaires. La conclusion de cette simulation est que le coeur rentreen thermosiphon : la puissance residuelle est evacuee seulement grace a l’inertie de l’eau ainsi qu’a sesmouvements de convection car le coeur est en dessous des generateurs de vapeurs.


Figure 1.4 – Ecran de simulation SIPACT

1.5.2.2 Simulateur pleine echelle

Le simulateur de formation et d’entraınement pleine echelle est utilise par des operateurs et tech-niciens de conduite, en formation initiale ou continue. Trois types de configurations peuvent etreproposes :

— le simulateur ”principes de base” : il offre une representation simplifiee du procede, pourla comprehension des phenomenes physiques et de la regulation. C’est un outil compact.

— le simulateur multifonction : il modelise le procede dans ses specificites, mais le poste deconduite est en partie simplifie pour en faciliter l’utilisation et optimiser les couts.

— le simulateur replique pleine echelle : la conduite de la centrale est totalement modelisee,la salle de commande est reproduite a l’identique, l’objectif etant l’apprentissage du geste etl’habilitation des operateurs.

L’interet d’un simulateur pleine echelle est de :

— valider les procedures d’exploitation— valider le controle-commande— former des operateurs

A l’issue des activites de conception, ces simulateurs sont employes comme outils de formation initialeet continue. Ils participent a la totalite du cycle de vie de l’installation et peuvent etre utilises pour lavalidation de nouvelles procedures ou des etudes d’optimisation.

Lors de notre sejour a Golfech, nous avons eu l’opportunite de decouvrir ce simulateur pleine echelle.Les differents circuits de ce simulateur nous ont ete presentes (RRA, RRI, RCV, RIS, ASG, . . . ).

Nous avons aussi eu la possibilite de nous exercer au scenario de perte d’etancheite dans legenerateur de vapeur (RTGV : Rupture de tube de Generateur Vapeur).Pendant cette exercice nousavons remarque que la plupart des commandes sont automatiques et gerees instantanement (chutedes barres, injection de bore). Cela donne le temps a l’operateur d’analyser l’incident, avant d’agir en


Figure 1.5 – Salle de simulateur pleine echelle

respectant les procedures.

1.5.3 Carriere

Par : Guillaume GIUDICELLI

Ce stage de decouverte d’un CNPE fut une occasion formidable pour decouvrir le debut de carrieretype d’un ingenieur de la DPN. M. Marinet a pu nous decrire integralement de par son experiencepersonnelle de jeune ingenieur issu d’une grande ecole, le processus de recrutement. A partir d’unecandidature sur edfrecrute.com, un cabinet de recrutement analyse le dossier, et convoque le postulanta des entretiens. Ceux-ci cherchent a detecter les motivations et les qualites personnelles du postu-lant. Celui-ci choisit alors rapidement une liste de CNPE, et rejoint son premier choix disponible,pour devenir operateur. En tant que jeune ingenieur, il est forme pendant deux ans sur de nombreuxsites, selon les formations que chaque site propose. L’operateur surveille, avec l’appui d’une equipe detechniciens, la surete et le bon fonctionnement d’un reacteur nucleaire. Ce peut etre un premier postepour un jeune ingenieur, ou un poste plus tardif pour un technicien de formation. On nous a ensuitepresente le poste de formateur, accessible a des cadres uniquement et plus rarement en premier poste,qui forme les operateurs, les controleurs techniques et les chefs d’exploitation. Il anime des formationset developpe de nouveaux supports pedagogiques pour adapter la formation aux nouveaux publics,que ce soit les nouvelles generations ou des clients etrangers a former. C’est un expert de surete lo-cal, qui peut diagnostiquer l’installation et reste d’astreinte pour pouvoir conseiller la conduite a toutmoment. On nous a aussi presente les metiers d’ingenieur tranche en marche et de chef d’exploitation.Le chef d’exploitation garantit en permanence la surete de l’installation, analyse le fonctionnementde la centrale nucleaire afin d’en optimiser le rendement, participer a la planification des manœuvresnecessaires a la realisation des interventions et assure le management de son equipe pour coordonnerles interventions. C’est un poste clef a forte responsabilite.

Nous avons pu echanger sur les carrieres dans l’exploitation autour d’un cocktail organise par M.


Marinet, et etait notamment present Simon Cappelle, ingenieur civil des Mines de Paris de la promo-tion 2004. Nous avons discute ensemble sur le fait que la formation des Mines convenait parfaitementa un premier poste technique puis une evolution naturelle vers un management a forte responsabilite.En fin de stage, si 80% des eleves continueront une carriere dans la filiere nucleaire, 30% envisagentune carriere en exploitation.

Chapitre 2

Agence Internationale de l’EnergieAtomique (AIEA)

2.1 Presentation de l’AIEA

Par : Yi WANG

L’Agence internationale de l’energie atomique (AIEA) est creee le 29 juillet 1957, a la suite dudiscours� Atoms for Peace � du 8 decembre 1953 d’Eisenhower, president des Etats-Unis. Ce discoursvisait a promouvoir les usages pacifiques de l’energie nucleaire, et encourager le developpement de pro-grammes civils a des fins non militaires. De 1957 a 2014, l’AIEA est passee de 81 a 164 Etats membres,et en 2005, l’Agence recoit le Prix Nobel de la paix. En 1968, le traite sur la non-proliferation des armesnucleaires (TNP), qui empeche les Etats signataires d’augmenter leur nombre d’armes nucleaires oude chercher a en obtenir, fait de l’AIEA la responsable de la surveillance et de la bonne application dutraite. Le directeur general de l’AIEA est, depuis le 1er decembre 2009, Yukiya Amano.

Les missions de l’AIEA se centrent sur trois piliers :

— Developper les applications pacifiques de l’energie nucleaire— Utiliser les matieres nucleaires de maniere sure et securisee— Verifier le non detournement des matieres nucleairesL’Agence est organisee en six departements : quatre departements techniques : energie, applica-

tions, surete et securite, et garanties, un departement de cooperation technique, et un departement degestion. 2600 fonctionnaires internationaux sont employes, sur ses trois sites : Vienne, Seibersdorf etMonaco.

La gouvernance de l’AIEA est separee en un Conseil des gouverneurs, et une Conference generale.Les 35 gouverneurs (chacun representant un Etat membre) du Conseil se reunissent tous les trimestreset decident de la politique de l’AIEA. La Conference generale est organisee une fois par an et reunittous les Etats membres. Une logique de consensus prevaut etant donne qu’il s’agit de diplomatie mul-tilaterale.

2.2 L’AIEA et Fukushima

Par : Victor DE CACQUERAY et Clement LELOUP

18

CHAPITRE 2. AGENCE INTERNATIONALE DE L’ENERGIE ATOMIQUE (AIEA) 19

Pendant notre visite a Vienne, nous avons ecoute deux conferences sur le role de l’AIEA dansla prevention et la gestion de la crise de Fukushima : Denis Flory, Directeur General Adjoint, Chefdu Departement de Surete et de Securite Nucleaire de l’AIEA, nous a parle respectivement de laprevention des accidents au Japon et de la gestion a court terme de la crise (dans les premiers moisqui ont suivi l’accident). Il a fait reference a deux textes dont nous resummerons les implications : lerapport d’IRRS (Integrated Regulatory Review Service) au Japon en 2007, et le rapport Weightmanquelques mois seulement apres l’accident, qui examine la surete des centrales britanniques a la lumierede l’accident de Fukushima.

Gerard Bruno, Chef de l’unite de gestion des dechets radioactifs et des combustibles uses a l’AIEA,nous a parle de la gestion de la radioactivite dans la region de la centrale aujourd’hui et dans lesprochaines annees.

2.2.1 L’IRRS au Japon, Juin 2007

(Question supplementaire)

L’IRRS est un service developpe par l’AIEA, qui repond a la demande d’un pays en analysant laregulation de celui-ci, dans l’objectif de degager les bonnes pratiques et les pistes d’amelioration. LaNISA a demande un IRRS qui a eu lieu en 2007, et dont les auditeurs, majoritairement non membresde l’AIEA, etaient partages entre des experts de la regulation (comme Andre Claude Lacoste, alorsdirecteur de l’ASN) et des experts techniques.

Les conclusions etaient nuancees. L’institution a ete encouragee dans certains secteurs, mais a eteinvitee a reformer plusieurs aspects du systeme de regulation, avec plusieurs axes de recommandations,dont :

— Les roles respectifs de NISA et NSC devraient etre clarifies, en particulier concernant la preparationde guides de surete.

— NISA devrait continuer de mesurer les impacts des facteurs humains et organisationels sur lasurete.

— NISA devrait s’assurer que les inspecteurs peuvent inspecter les sites nucleaires quand ils le sou-haitent (R7) et NISA devrait clarifier les conditions dans lesquelles l’institution peut ordonnerla fermeture d’une centrale lorsque les performances sont faibles (R8).

2.2.2 L’AIEA pendant l’accident de Fukushima

Les recommandations de l’AIEA n’ont pas ete appliquees concernant la clarification des roles entreNISA et NSC.

L’action immediate de l’agence en reponse a l’accident du 11 mars est passee par l’IEC (incidentand emergency centre). Ce centre a eu pour role de contacter le Japon, de proposer l’aide de l’agence ala NISA et au METI et de relayer l’information vers les points de contact des pays membres. Lorsquel’accident est survenu, Denis Flory a cree la Fukushima Accident Coordination Team (FACT) a l’AIEA.Il cree par ailleurs deux equipes techniques : l’equipe de surete nucleaire et l’equipe de radioprotection.Ces deux equipes ont eu pour role d’analyser la situation et de communiquer avec les Etats membreset avec le Japon. Elles ont utilise les informations fournies par le Japon, puis par les equipes envoyeessur place par l’AIEA avec l’accord du Japon.


Les equipes envoyees sur place sont par ordre chronologique :

— Les equipes d’analyse radiologique du 18 mars au 18 avril et l’equipe d’expertise sur les reacteursa eau bouillante du 3 au 12 avril.

— L’equipe d’expertise sur la securite alimentaire en collaboration avec la FAO a ete envoyee dansla semaine du 26 avril.

— Une mission nommee : International Fact Finding Expert mission a ete envoyee dans la semainedu 26 mai. Cette mission dirigee par Mike Weightman visait a analyser l’accident dans l’objectifde tirer des conclusions. Nous detaillons cette mission et les conclusions tirees dans la sectionsuivante.

2.2.3 Les conclusions tirees et le rapport Weightman

(Question supplementaire)

L’AIEA s’est rendue compte du bien-fonde des conclusions de l’IRRS de 2007 et a decide de ren-forcer l’importance des peer reviews. Par ailleurs, l’institution a cree une expertise pour evaluer ladispersion des elements radioactifs, en collaboration avec les instituts meteorologiques. Ainsi, l’AIEAa envoye une commission d’experts a Fukushima en juin 2011, afin d’exposer les faits ayant conduita ce que l’on sait, et de tirer des conclusions et des lecons pour que la situation ne se reproduise pas.Cette commission, dirigee par Mike Weightman, alors inspecteur en chef des installations nucleaires eta la tete de l’Office for Nuclear Regulation, a remis un rapport determinant les causes de l’accident etexposant un certain nombre de directives pour eviter que l’accident qui a eu lieu dans l’est du Japonne se reproduise.

Tout d’abord, les circonstances de l’accident. Le 11 Mars 2011, un tremblement de terre de ma-gnitude 9 sur l’echelle de Richter a provoque une serie de tsunamis qui se sont abattus sur les cotesjaponaises. Plusieurs installations nucleaires ont ete touchees par ces catastrophes, a des degres divers,dont le plus grave a eu lieu a la centrale de Fukushima Dai-ichi. Le risque de tsunams avait ete prisen compte, mais largement sous-estime. En effet, le site etait protege contre des vagues d’une hauteurallant jusqu’a 5.7 metres, neanmoins, celle qui s’est abattue sur la centrale en mesurait 14. La vaguea donc pu atteindre les installations, ou elle a fait d’enormes degats, causant la perte de toute alimen-tation electrique, a l’exception d’un unique diesel de secours, assurant l’alimentation des tranches 5 et6 de la centrale.

Les operateurs n’ayant plus aucun moyen de connaıtre les grandeurs thermodynamiques des reacteurs,et le systeme de refroidissement etant a l’arret, les trois tranches en fonctionnement (1,2 et 3) se sontmises a chauffer, et il y a eu fusion de ces trois cœurs, puis percement des 3 cuves. Des explosions ontsuivi peu apres, entraınant une liberation d’elements radioactifs dans l’environnement, inscrivant ainsil’accident de Fukushima a un degre de 7 sur l’echelle INES.

Les conclusions importantes tirees de cet accident par la commission d’experts sont les suivantes :

— La gestion locale de l’accident s’est faite dans les meilleures conditions, connaissant les circons-tances extremes auxquelles les operateurs ont ete confrontes

— Estimation des risques lies aux tsunamis insuffisante. En effet, les mesures de securites quiavaient ete prises n’etaient pas en accord avec les donnees que l’on avait concernant les risqueslies aux tsunamis, et n’etaient meme pas approuvees par l’autorite de regulation

— La gestion des accidents n’etait pas adaptee a une telle superposition de defaillances— Necessite d’un alignement regulier des autorites de regulation vis-a-vis des normes evoquees par


l’AIEA De ces conclusions, il est possible de tirer des lecons, qui devront etre integrees parmiles regles des differentes autorites de regulation :

— Il faut revoir les techniques de prise en compte des risques, notamment en cas de superpositionparticulierement complexe de defaillances des installations. Il faut egalement mettre l’accentsur la prevention des risques lies aux inondations (et a fortiori aux tsunamis)

— Diversification des systemes d’alimentation afin d’eviter une perte totale, ces nouveaux systemesdevront bien evidemment etre situes dans un lieu sur

— Diversification des instruments permettant aux operateurs d’avoir acces aux informations cru-ciales concernant la centrale. Il faut egalement que soit prise en compte l’eventualite d’une pertede ces informations,

— Revision des risques lies aux explosions de dihydrogene— L’autorite de regulation doit s’assurer de son independance, et doit faire en sorte que les roles

de chacun des acteurs soient clairs en toute circonstances

Ainsi, ce rapport resume les lecons tirees de cet accident, et amorce la transition vers l’ere post-Fukushima.

2.2.4 La gestion de l’accident sur le long terme

L’AIEA a donc ete tres importante dans la gestion a court terme de l’accident. Mais ce n’est pastout. L’AIEA a egalement joue et joue toujours un role important dans l’organisation et la gestionde la phase de decontamination post-accidentelle. En effet, l’accident a genere un grand nombre dedechets radioactifs dont il faut bien evidemment s’occuper.

Les principales problematiques actuelles auxquelles sont confrontees les autorites japonaises ainsique l’AIEA se rapprochent de celles rencontrees en situation de demantelement d’une installation. Eneffet, il s’agit de localiser et gerer le combustible encore present dans les reacteurs, mais egalement degerer les dechets qui ont ete liberes dans l’environnement, que l’on retrouvera dans la terre, dans lamer et dans les organismes vivants. Le role de l’AIEA est donc d’accompagner les autorites japonaiseslors de la transition d’une vision a court terme, ou le principal enjeu est d’assurer la securite desoperateurs, a une vision a plus long terme, qui est celle d’un gestionnaire de dechets radioactifs. Ainsi,la question de la gestion des dechets est cruciale des lors que l’on s’interesse au devenir de la regionde Fukushima et aux imperatifs rencontres sur place. Cette question s’articule en deux problematiquesdistinctes. Premierement, la recuperation des composes radioactifs dissemines dans l’environnement.Cette problematique est encore a l’etude du fait de sa complexite, et du manque de solutions techniquesexistantes a l’heure actuelle, neanmoins, des mesures ont deja ete prises. On pourra citer par exempleune usine de decontamination des eaux de refroidissement du combustible fondu. Deuxiemement, lagestion des dechets, une fois la premiere etape effectuee. Cette seconde etape constitue exactementune problematique de gestion des dechets telle qu’elle est rencontree dans tous les pays disposant d’unprogramme nucleaire, et s’inscrit donc de la meme maniere, dans les standards evoques par l’AIEAconcernant le stockage des dechets.

2.3 Activite de l’AIEA

2.3.1 La gestion de crise (IEC)


L’organisme de gestion de crise de l’AIEA est l’IEC, pour Incident and Emergency Centre. Son


role est de gerer les situations d’accidents, qu’il s’agisse d’un accident lie a des centrales nucleaires,mais egalement tout autre type d’accident posant un risque du point de vue de la radioprotection. Leservice est ouvert et disponible 24h/24 et 7j/7 afin de proposer une reactivite la plus rapide possibleen cas d’accident. L’aide de l’IEC peut etre sollicitee sur un appel exterieur, de l’organisme touche parl’accident, ou par l’agence elle-meme, suite a un controle de securite par exemple. Le centre assure cinqroles principaux :

— Echanger des informations officielles et des notifications. Ainsi, la source d’informations fiablesde tous les pays membres en periode de crise est l’IEC

— Delivrer les informations au public, par le biais de conferences de presse— Diagnostiquer precisement l’accident et faire des pronostics techniquement fondes des consequences

probables, de l’evolution possible de la situation— Porter assistance en cas de requete. Ce service n’est disponible que pour les Etats membres— Cordonner les dialogues inter-agenceAinsi, compte tenu des roles de l’IEC, cet organisme a joue un role important dans la gestion de

crise de l’accident de Fukushima. C’est ce centre qui s’est occupe d’organiser toutes les actions del’AIEA durant les semaines suivant l’accident. Une cellule de crise a ete mise en place, au sein delaquelle une trentaine de personnes etaient presentes 24h/24 7j/7, avant de petit a petit de revenir unfonctionnement normal, quelques mois apres l’accident.

2.3.2 The Milestone Approach

Presentation des activites de l’AIEA/NE vis-a-vis des newcomers (J.L. Ferraz-Bastos, Nuclear In-frastructure Development Section) rapportee par Charles LEDUC

Malgre le recent accident sur la centrale japonaise de Fukushima, l’energie nucleaire est aujourd’huiune energie incontournable pour les pays qui souhaitent augmenter leur capacite d’energie electriquetout en limitant les emissions de gaz a effet de serre. Les principaux atouts du nucleaire sont :

— Independance energetique— Les prix des energies fossiles sont volatiles contrairement au nucleaire— Changement climatique limite avec l’energie nucleaire— Demande croissante en energie (limitation des energies fossiles)

Dans le cas ou un pays souhaite se doter d’un programme nucleaire civil, il doit suivre trois phases :

La premiere phase est l’etude de faisabilite d’un programme nucleaire civil. Afin que la decisionsoit prise de s’engager dans un tel programme, il faut que la position soit acceptee au niveau national,avec l’accord des populations. Il faut aussi trouver un ou des sites propices. La decision de demarrerun programme nucleaire dependent de nombreux enjeux notamment economiques, politiques ou envi-ronnementaux. La deuxieme phase consiste a trouver un financement, ainsi qu’un cadre legal pour laconstruction de la centrale La troisieme phase consiste en la construction de la centrale.

Les missions de l’AIEA sont multiples. L’AIEA peut envoyer des experts dans les pays afin decontroler le respect des normes de surete et de securite vis a vis du personnel de la centrale, despopulations et de l’environnement, et publier des rapports suite a ces missions, incluant des evaluationset des retours d’experience.

En conclusion, la decision de se doter d’un programme nucleaire civil releve d’un choix politique,


Figure 2.1 – Phase de construction d’une centrale

technique, social et economique.

2.3.3 Gestion des dechets nucleaires

Presentation des activites de l’AIEA/NE dans le domaine de la gestion des dechets nucleaires (I.Mele, Division of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology) rapportee par Charles LEDUC

Le devenir des dechets radioactifs est une question au coeur des debats et toujours en cours dereflexion. Les dechets radioactifs sont des substances radioactives nocives pour l’etre humain et l’envi-ronnement (solides, liquides ou gazeux) qui ne sont pas valorisables. La notion de dechet est donc unenotion relative en fonction du pays considere. Par exemple, pour les Etats-Unis, le plutonium est undechet alors que pour la France, celui-ci est valorise en combustible MOX.

Les dechets radioactifs proviennent de l’energie nucleaire, des reacteurs de recherche et du domainemedical.

Le systeme de classification des dechets radioactifs ne depend pas directement de la facon dont sontgeneres les dechets. Ils sont classes selon leur niveau de radioactivite, qui conditionne la dangerositedes produits, et la duree de leur activite radioactive, qui definit la duree de la nuisance.

La classification des dechets est la suivante :

— Tres faible activite (TFA), si le niveau d’activite est inferieur a cent becquerels par gramme(ordre de grandeur de la radioactivite naturelle)

— Faible activite (FA), si ce niveau est compris entre quelques dizaines de becquerels par grammeet quelques centaines de milliers de becquerels par gramme (dont la teneur en radionucleidesest suffisamment faible pour ne pas exiger de protection pendant les operations normales demanutention et de transport

— moyenne activite (MA), si ce niveau est d’environ un million a un milliard de becquerels pargramme (1 MBq/g a 1 GBq/g)

— haute activite (HA), si ce niveau est de l’ordre de plusieurs milliards de becquerels par gramme(GBq/g, niveau pour lesquels la puissance specifique est de l’ordre du Watt par kilogramme,


Figure 2.2 – Cycle de combustibles nucleaires

d’ou la designation de dechets � chauds �).

La classification se fait egalement sur la base de sa periode radioactive. Les dechets seront qualifiesde :

— a vie tres courte, si la periode est inferieure a 100 jours (ce qui permet de les gerer pardecroissance radioactive pour les traiter apres quelques annees comme des dechets industrielsnormaux) ;

— a vie courte (VC), si la radioactivite provient essentiellement de radionucleides qui ont uneperiode de moins de 31 ans (ce qui assure leur disparition a une echelle historique de quelquessiecles) ;

— a vie longue (VL), si le dechet contient une importante quantite de radionucleides dont la periodedepasse 31 ans (ce qui impose une gestion du confinement et de la dilution compatible avec desechelles de temps geologiques).

Plusieurs modes de gestion des dechets radioactifs liquides et solides sont mis en oeuvre (selon lanature des dechets, mais aussi selon les strategies nationales et moyens techniques disponibles). AuxEtats-Unis, en Suisse et en France, la loi a evolue et a impose la reversibilite. Au Canada et au Japon,ce sont les gouvernements qui ont recemment revu leur doctrine pour aussi y integrer le principe dereversibilite des choix techniques, et des choix politiques (ce qui signifie que meme en profondeur,un dechet devrait pouvoir etre controle et deplace) afin de laisser ouvert le processus decisionnel auxdecideurs et citoyens du futur. En Suede et Finlande, ce sont les exploitants nucleaires eux-memes quiont fait ce choix. Au Royaume-Uni, le debat est encore en cours.

Apres 30 ans, la Suede a demande en juin 2009 a son Agence SKB (Agence suedoise de gestion desdechets nucleaires) 15 de se preparer a un enfouissement de cent mille ans pour certains de ses dechets,dans une couche de granit a 500 m de profondeur, dans un site ou une centrale est deja installee


depuis 1980 (a Osthammar, a environ 100 km au nord de Stockholm), sous reserve que le tribunal del’environnement accepte de delivrer le permis de construire.

Le combustible use des centrales nucleaires contient :

— d’une part des matieres valorisables (plutonium et/ou uranium) susceptibles de fournir del’energie dans certains reacteurs (au MOX par exemple), apres un traitement physico-chimiqueet de separation et tri ;

— d’autre part des dechets radioactifs non valorisables (dechet ultime) ; les dechets contiennentnotamment des produits de fission et des actinides mineurs. Le recyclage et stockage de cesproduits fait l’objet de recherches.

La premiere etape du traitement du combustible use des centrales nucleaires consiste donc a separerles dechets proprement dits des matieres valorisables. Une fois la separation operee, les dechets fontl’objet d’un conditionnement adapte a leur nature, afin de les stabiliser (pour les rendre non disper-sables). Pour les dechets de haute activite (solution de produits de fission), ce conditionnement est parexemple la vitrification au sein d’une matrice inerte coulee dans un fut en inox. Les dechets de moyenneactivite (coques et embouts) peuvent etre compactes (afin de reduire leur volume) puis places dans desfuts metalliques. Les dechets du procede de separation en lui-meme peuvent faire l’objet d’evacuationsous forme d’effluents liquides ou gazeux ou de conditionnement en attente pour stockage (compactage,cimentation, bituminage...).

Une des solutions � nominales � actuelles pour le devenir des dechets radioactifs HAVL consistea les stocker a grande profondeur (300 a 500m) dans des galeries creusees dans une couche geologiquestable, dense et la plus etanche possible (le granit, le tuff volcanique ou l’argile comme cela est envisageen France). On estime que le procede de vitrification devrait etre capable d’assurer le confinement desmatieres durant 10 000 ans, mais de toute facon les modeles de migrations des corps radioactifs ne fontpas intervenir ce confinement �artificiel� (les conteneurs), seule la roche naturelle est consideree.


Quel est le role de l’AIEA dans la gestion des dechets radioactifs ?

Le principal objectif de l’agence est d’assister les pays dans la gestion de leurs dechets. Pour cela,l’agence s’assure que les conditions de securite sont appliquees dans tous les pays. L’AIEA s’assureaussi du partage des experiences et des pratiques, promeut la cooperation internationale en termes derecherche et de developpement.

En pratique, l’agence facilite la cooperation internationale et l’echange d’informations :

— rapports technique et publications— coordination des projets de recherches— base de donnees— cours d’entrainement— conferences

L’AIEA assure une assistance technique aux Etats Membres.

2.3.4 Le stockage des dechets nucleaires de tres faible activite en France et lesbonnes pratiques de l’AIEA

par Guillaume GIUDICELLI (Question supplementaire)

Au cours de la presentation de Mme Irena Mele de la Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology Di-vision, de l’AIEA, sur les principes et bonnes pratiques de gestion des combustibles uses et des dechetsradioactifs, nous avons pu constater des divergences entre les bonnes pratiques de l’AIEA et les pra-tiques francaises. En effet, si l’AIEA approuve completement notre facon de traiter les combustiblesuses, et Mme Mele se sert des sites de La Hague pour les combustibles, Morvilliers pour les dechetsTFA (tres faible activite) ou de Cigeo (centre industriel de stockage geologique) comme exemple danssa presentation sur les bonnes pratiques, nous avons vu sur une slide que l’on peut definir un seuil deradioactivite en dessous duquel les dechets peuvent etre traites dans une filiere conventionnelle. Nousallons etudier au cas par cas la maniere dont on gere en France ce genre de dechets.

Dans le plan national de gestion des matieres et des dechets radioactifs, un document de l’ASN et duministere de l’ecologie, du developpement durable et de l’energie, on peut s’informer sur le traitementde trois types de dechets : les residus miniers, les dechets a tres faible activite issus des installationsnucleaires et les dechets a radioactivite naturelle renforcee.

En France, les mines d’uranium ont ete exploitees entre 1948 et 2001. Les activites d’exploration,d’extraction et de traitement ont concerne environ 250 sites repartis sur 25 departements francais.L’exploration et l’exploitation des mines d’uranium ont genere des residus de traitement constitues desproduits restant apres extraction par traitement de l’uranium et des steriles miniers constitues de solset roches excavees pour acceder aux mineralisations economiques. Les steriles miniers presentent de tresfaibles concentrations en uranium et ne sont pas exploites. Les residus de traitement sont des dechets detype tres faible activite ou faible activite generes lors des operations de traitement du minerai. Comptetenu des grandes quantites de dechets produites, la gestion actuelle retenue pour ces substances est unegestion in situ, incluant une verification des dispositions mises en œuvre pour limiter l’impact actuelet a long terme a un niveau aussi bas que raisonnablement possible. Ces sites de stockages releventde la reglementation des installations classees pour la protection de l’environnement, sous la responsa-bilite d’Areva. Le risque a long terme considere est l’installation de batiments au dessus du stockage


et l’accumulation de radon, sous produit de la decroissance radioactive de l’uranium dans ces batiments.

Figure 2.3 – Mine reamenagee du Puy de l’Age

La politique de gestion des dechets TFA issus des installations nucleaires en France ne reposepas sur des seuils de liberation, comme le preconise l’AIEA, c’est-a-dire un seuil en dessous duquel unmateriau pourrait sortir du domaine reglemente et etre considere comme conventionnel. Elle est fondeesur l’origine des dechets au sein de l’installation. Tous les dechets contamines, actives ou susceptiblesde l’etre sont consideres comme des dechets radioactifs ; ils doivent faire l’objet d’une gestion specifiqueet renforcee qui inclut notamment le stockage dans un centre dedie aux dechets radioactifs. Un centrede stockage, implante sur le centre industriel de regroupement, d’entreposage et de stockage (Cires)exploite par l’Andra, permet d’accueillir ce type de dechets depuis 2003. A la fin de l’annee 2011,le volume total stocke au Cires etait d’environ 203 000 m3 , soit 31% de la capacite reglementaireautorisee (650 000 m3). Afin de preserver la ressource rare que constitue le stockage, des pistes visant areduire les flux des dechets radioactifs ultimes, telles que la densification ou la valorisation des dechets,ont ete etudiees et les efforts realises devront se poursuivre. Toutefois, la capacite du centre devraitetre atteinte en 20 ou 25 ans, et necessiter la mise en place d’une nouvelle installation de stockage oul’extension de la capacite autorisee du centre actuel a l’horizon 2025.

Les dechets a radioactivite naturelle renforcee sont des dechets generes par la transformation dematieres premieres contenant naturellement des elements radioactifs mais utilises pour d’autres raisonsque leurs proprietes radioactives. Il s’agit de dechets a vie longue de faible, voire tres faible activite. Lesdechets a radioactivite naturelle renforcee font l’objet d’une gestion in situ ou sont soit elimines dansdes centres de stockage de dechets conventionnels (quatre installations sont autorisees a recevoir desdechets a radioactivite naturelle renforcee), soit evacues vers les centres de stockage de l’Andra dediesa la gestion des dechets radioactifs en fonction de leurs caracteristiques radiologiques. Les cendres decombustion peuvent par ailleurs etre valorisees pour la fabrication du ciment en raison de leur tresfaible activite radiologique ajoutee comparee a la radioactivite naturelle deja presente dans le beton.La gestion de ces dechets rentre donc dans le cadre des exclusions du traitement specifique des dechetsradioactifs figurant dans les bonnes pratiques conseillees par l’AIEA.


Figure 2.4 – Exemples de dechets de TFA : structures metalliques issues du demantelement d’instal-lations nucleaire

Figure 2.5 – Stockage des dechets de faible activite au CIRES

2.3.5 Quelques applications industrielles non energetiques de la radioactivite

Par : Seav Er HUY

Pour le public, quand on parle du nucleaire, on pense tout de suite a l’arme nucleaire ou auxaccidents des centrales nucleaires comme Tchernobyl et Fukushima. Imaginons si les militants anti-nucleaires savaient que le nucleaire est present partout dans la vie quotidienne, comment vont-ils reagir ?Dans cette partie, nous allons exposer un resume de ce qu’ont presente S. Sabharwal et P.Brisset surles applications non-energetiques de la radioactivite.


2.3.5.1 Sante humaine

La Division de la sante humaine de l’AIEA a pour mission d’aider les Etats membres avec dessoutiens techniques en s’appuyant sur les travaux des specialistes dans le domaine de la sante, desdecideurs, des organismes de reglementation et des universites. Le soutien se fait sous forme de trans-fert du savoir-faire afin de permettre aux Etats membres de prendre des mesures de prevention, dediagnostic et de traitement des maladies a l’aide des technologies nucleaires medicales.

Imagerie medicale : Les radioisotopes sont produits via le cyclotron, un accelerateur de parti-cules de moins de 2 metres de diametre qui genere une reaction nucleaire par le bombardement deprotons sur une cible d’interet. Par exemple, on utilise une cible de molybdene enrichi afin d’obtenirdu technetium-99m. Les radioisotopes utilises ont en general une demi-vie de quelques heures qui per-mettent d’avoir une preparation chimique et un certain temps afin que le compose choisi se fixe surles endroits vises. Cette duree aussi est assez courte pour que le dose necessaire pour la detection soitfaible et que la radioactivite devienne rapidement negligeable (divisee par 100 en une journee).

Figure 2.6 – Principe de l’imagerie medicale

Les composes utilises sont souvent des glucoses (Ex. FDG : FluoroDesoxyGlucose marque au fluor18) qui cherchent a se fixer sur les tumeurs cancereuses. Apres s’etre fixe sur un endroit, le composeemet des rayonnements qui permettent ensuite d’avoir une image de l’endroit. En consequence, on estcapable d’etudier et de suivre l’evolution de cet endroit. Si le traceur est un emetteur gamma commele technetium-99m, une gamma camera est utilisee et camera a positrons (Voir figure 2.7) pour le casd’emetteur de positrons comme FDG.

Medicine therapie : En radiotherapie, on envoie chaque jour une petite dose de rayonnementpendant 5 a 6 semaines. Ces petites doses entraınent des degats moderes dans les cellules. Les cellulesen bonne sante peuvent survivre malgre ces degats alors que les cellules cancereuse n’arrivent pas a sereparer et meurent.

Sterilisation et decontamination microbiologique : Une autre application tres utilisee par-tout dans le monde est la sterilisation et la decontamination microbiologique. L’irradiation permet ladestruction des bacteries, des moisissures, des insectes et des larves. Cette technique de sterilisation


Figure 2.7 – La tomographie par emission de positrons

Figure 2.8 – Principe de la radiotherapie Figure 2.9 – Accelerateur d’electrons utilisepour la radiotherapie

sans echauffement est largement utilisee pour des materiaux thermo-sensibles a savoir les produitschirurgicaux et medicaux qu peuvent etre traites dans leur emballages.

2.3.5.2 Agriculture et securite alimentaire

Un accelerateur d’electrons irradie les fruits et legumes pour les assainir et prolonger la duree deconservation. Cette technique est tres utilisee en Europe et particulierement en France (une trentained’installations de ce type sont autorisees). La figure 2.11 presente la comparaison de la conservationd’oignons non irradies et d’oignons ayant recu une dose de 40 a 60 grays.

Stimuler la production agricole : Les techniques faisant appel aux rayonnements ameliorent laselection des plantes en stimulant le developpement de caracteristiques souhaitables (par ex. teneur enproteines plus elevee, resistance aux maladies et aux insectes, tolerance aux sols salins) sans introduirede materiel genetique d’autres organismes.


Figure 2.10 – Les produits chirurgicaux et medicaux sterilises dans leur emballage

Figure 2.11 – Comparaison de la conservation d’oignons irradies et non-irradies

2.3.5.3 L’industrie

Les applications des radiations dans l’industrie sont tres vastes et dans ce rapport nous allons enpresenter quelques unes assez communes dans l’industrie.

Analyse par activation : Cette methode consiste a mesurer des rayonnements specifiques emispar une reaction nucleaire. Pierre et Marie Curie ont ete les premiers a imaginer de doser les elements endetectant les rayonnements emis par leurs isotopes radioactifs. La methode est fondee sur l’identificationet la mesure des rayonnements specifiques emis par une reaction nucleaire, ou par des radio-nucleidesobtenus par reaction nucleaire. L’analyse par activation est donc independante de l’etat physiquede l’element a doser (solide, liquide, ou gaz). Il faut noter le tres faible seuil de detection qui peutatteindre 10-12 grammes pour certains elements. Les domaines d’application sont tres diversifies :metallurgie, chimie, electronique, genie atomique, catalyse, textiles, biologie, mineralogie, geologie,pollution, expertise, archeologie.

Jauge d’epaisseurs de densite ou d’homogeneite : Cette technique utilise la mesure du degre


Figure 2.12 – L’activation d’une piece d’un moteur d’automobile permet de calculer sa vitesse d’usure

d’attenuation des rayonnements par la piece a controler. Le signal issu du detecteur est souvent reliea des systemes d’automation. Les jauges sont utilisees dans la fabrication du papier, des toles... pourlocaliser des zones de corrosion, pour controler des epaisseurs de plaquage, d’email, de peinture, degalvanisation.

Figure 2.13 – L’activation d’une piece d’un moteur d’automobile permet de calculer sa vitesse d’usure

2.3.6 Garanties du Traite de Non-Proliferation

Presentation de l’activite de l’AIEA dans le domaine des garanties du Traite de Non-proliferation(N. Tuley, Section for Strategic Planning and External Coordination) rapportee par Seav Er HUY

Le Traite sur la non-proliferation des armes nucleaires distingue les Etats dotes d’armes nucleairesdes Etats non dotes d’armes nucleaires. Les Etats dotes d’armes nucleaires sont ceux qui ont fait explo-ser une arme nucleaire ou un autre dispositif explosif nucleaire avant le 1er janvier 1967. Ces pays sontla Chine, les Etats-Unis, la France, le Royaume-Uni et l’Union sovietique (aujourd’hui la Federationde Russie).

Le Traite sur la non-proliferation des armes nucleaires comporte quatre dispositions principalesinscrites dans ses six premiers articles :

1. Les Etats dotes d’armes nucleaires s’engagent a ne pas transferer d’armes nucleaires ni a aiderun Etats non dotes d’armes nucleaires a acquerir d’armes nucleaires, de technologies connexes,


ou le controle de telles armes et dispositifs ; et les Etats non dotes d’armes nucleaires s’engagenta ne pas accepter le transfert d’armes nucleaires et a ne pas en fabriquer.

2. Des garanties sont creees pour garantir que les produits fissiles speciaux fabriques ou utilisesdans les installations nucleaires des Etats non dotes d’armes nucleaires servent uniquementdes fins pacifiques. Ces garanties sont gerees par l’Agence internationale de l’energie atomique(AIEA).

3. Le Traite sur la non-proliferation des armes nucleaires reconnaıt le droit de chaque Etat partie dedevelopper la recherche, la production et l’utilisation de l’energie nucleaire a des fins pacifiques.Il autorise les Etats dotes d’armes nucleaires a aider les Etats non dotes d’armes nucleaires aexploiter les technologies nucleaires a des fins pacifiques.

4. Le Traite sur la non-proliferation des armes nucleaires exhorte les Etats parties a poursuivre debonne foi des negociations sur des mesures relatives au desarmement nucleaire et sur un traitede desarmement general et complet sous un controle international strict et efficace.

Au 1er novembre 2013, le TNP compte 190 Etats parties. Trois Etats n’ont pas, a ce jour, signe leTNP. Il s’agit de l’Inde, d’Israel et du Pakistan.

Avec le TNP, l’AIEA dispose d’un instrument legal contraignant qui lui permet d’exercer soncontrole au travers des accords de garanties. Le systeme ”des garanties de l’AIEA” est un regime demesures de controle grace auquel les inspecteurs de l’Agence verifient l’exactitude et l’exhaustivite desdeclarations faites par les Etats membres a propos de leurs matieres et installations nucleaires et desactivites qui y sont liees.

Garanties generalisees : Jusqu’a present l’AIEA a deja realise plusieurs controles dans certainsEtats au travers d’accords de garanties qui s’appliquent a toutes les matieres nucleaires dans toutesles activites nucleaires d’un Etat. Le travail est principalement fonde sur la verification par l’AIEA dela comptabilite des matieres nucleaires declarees. Au 1er novembre 2013, 173 Etats ont un accord degaranties generalisees en vigueur.

Crises de proliferation et protocole additionnel : Au debut des annees 1990, les premierescrises de proliferation avec la decouverte du programme nucleaire militaire clandestin irakien et les diffi-cultes rencontrees par l’AIEA en Republique populaire democratique de Coree ont mis en evidence l’in-suffisance des mesures appliquees dans le cadre de ces accords de garanties generalisees. Cela necessitedonc des efforts de renforcement des garanties dans le but d’ameliorer les capacites de l’AIEA a detecterdes activites clandestines et d’augmenter le rendement et l’efficacite des controles. En consequence, Lesmesures d’urgence sont validees. Il s’agit de l’obligation de declarer une nouvelle installation nucleaire180 jours avant le debut des travaux de construction, l’engagement de declarer les transferts interna-tionaux et la production de toute matiere brute et le recours effectif aux inspections speciales.

En complement de ces mesures d’urgence, un nouveau Protocole a ete elabore dans le but de definirles nouvelle obligations pour les Etats signataires. Le Protocole prevoit des controles qui s’appliquent,non plus seulement aux matieres nucleaires, mais a toutes les activites susceptibles de concourir audeveloppement d’un cycle du combustible nucleaire. Il permet egalement a l’AIEA de demander etd’obtenir sous 2 heures (ou 24h selon les cas) l’acces a tout emplacement du territoire d’un Etat afinde verifier l’absence d’activites clandestines.

Au 1er novembre 2013, 121 Etats ont un protocole additionnel en vigueur.

Garanties integrees et approche au niveau de l’Etat : Enfin, des le debut des annees 2000,pour faire face a l’essor du nucleaire civil et a des contraintes budgetaires de plus en plus fortes, l’AIEA


a travaille a ameliorer l’efficacite et l’efficience de ses controles, notamment au travers du concept de� garanties integrees �. L’objectif des garanties integrees est de determiner une application optimaledes garanties dans un Etat donne disposant d’un accord de garanties generalises et d’un protocole ad-ditionnel, Etat pour lequel l’Agence a pu conclure quant a l’absence de matiere et d’activite nucleairesnon declarees.

Chapitre 3

Representation permanente de laFrance a l’AIEA

3.1 Presentation de la representation permanente de la France al’AIEA par l’ambassadrice de France a l’AIEA

Par : Guillaume GIUDICELLI

Figure 3.1 – Parvis du batiment de l’AIEA a Vienne

Le reseau diplomatique francais est compose de 163 ambassades et 16 representations permanentesaupres d’organisations internationales, dont 3 aupres de l’ONU, ainsi que 4 delegations aupres d’orga-nisations multilaterales et 4 antennes diplomatiques. A cela vient s’ajouter le reseau consulaire et lereseau culturel constitue de plus de 90 consulats et 101 instituts francais, 400 alliances francaise et 468etablissements scolaires a l’etranger. Ce sont plus de 14 000 personnes qui travaillent pour le Ministeredes Affaires etrangeres. Avec 163 ambassades, la France se classe 3eme derriere les Etats-Unis (168) etla Chine (164).

La RP francaise a l’ONU de Vienne est une equipe inter-ministerielle composee d’une representation

35

CHAPITRE 3. REPRESENTATION PERMANENTE DE LA FRANCE A L’AIEA 36

a l’AIEA assuree par 6 personnes du CEA, d’une representation a l’ONUDC (lutte contre la drogueet le crime) avec 2 personnes des Affaires etrangeres et 1 expert du ministere de la Justice, d’unerepresentation a l’OTICE (Organisation du traite d’interdiction complete des essais nucleaires) avecun conseiller defense et 2 conseillers CEA. A cela s’ajoute un expert de la Justice pour travailler contrela traite des etres humains, et l’equipe de direction de la RP, avec l’ambassadrice et son adjoint.

Elle a pour mission de representer la France et de coordonner l’expression de nos positions, la defensede nos interets et la mise en valeur de nos contributions dans diverses enceintes multilaterales, au seinde l’ONU et du systeme des Nations unies comme en dehors de celui-ci. La mission de representations’effectue par des actions de communication et l’organisation et la participation a des ceremonies. Lanegociation des traites et des resolutions permet de defendre nos interets. Les principales formes decontribution en dehors des participations aux traites et autres se font via une contribution financiere(3.7 Me au fonds technique, 2.5 Me pour l’UNODC), des assistances (traitement de patients irradiesdans d’autres pays par exemple), et des formations. En decembre 2013, un nouvel accord de formationa ete signe entre la France et l’AIEA. La France propose de former des ingenieurs et des chercheurs ennucleaire etrangers sur ses reacteurs de recherche notamment. Elle attribuera des bourses d’etudes etaccueillera des conferences pour partager les bonnes pratiques en terme de formation.

Les axes prioritaires en terme de politique exterieure sont la defense du regime de non-proliferation,de desarmement et de maıtrise des armements, la lutte contre la drogue, la criminalite et les menacestransnationales, l’ediction de references et normes internationales dans le nucleaire, l’espace et le droitcommercial, le controle des exportations et la definition d’orientations globales en matiere d’energiedurable et de developpement industriel.

Les autres conventions et organismes presents a Vienne l’arrangement de Wassenaar -un regimemultilateral de controle des exportations d’armements conventionnels et de biens et technologies adouble usage civil et militaire, le code de conduite de La Haye contre la proliferation des missiles balis-tiques (HCOC) -un regime unique et a vocation universelle de transparence et de confiance en matierede non-proliferation de missiles balistiques, le NSG -groupe des fournisseurs nucleaires, le comite Zang-ger -un regime multilateral de controle des exportations constitue en 1971 par des Etats exportateurset producteurs de biens et technologies nucleaires et l’organisation des pays exportateurs de petrole(OPEP) -une organisation intergouvernementale de 12 pays qui vise a garantir les interets des paysexportateurs de petrole et a assurer la stabilite et l’approvisionnement des marches petroliers.

3.2 Sujets, enjeux de la France

Presentation de quelques sujets AIEA a enjeux pour la France : Iran, Capacity Building Initiative,Conference TNP, Internationalisation du cycle du combustible, debats autour du desarmement. (N.Fremy et L. Kueny ) rapporte par Charles LEDUC

La non-proliferation des armes nucleaire est un sujet fondamental en termes de securite et de paixdans le monde.

3.2.1 Armes Nucleaires

Depuis la 2eme guerre mondiale, de nombreuses armes nucleaires ont ete fabriquees (bombe H,bombe a l’uranium, au polonium-beryllium).


Figure 3.2 – Prise de vue aerienne du Vienna International Center

L’objectif est de limiter la proliferation nucleaire dans le monde.

Cependant, de nombreuses nations sont motivees pour acquerir l’arme nucleaire :

— Acquisition d’un statut— Sanctuarisation d’un territoire— Emergence d’une puissance regionale— Retablissement d’un equilibre, effet miroir— Marchandage, megalomanie

3.2.2 Traite de Non-Proliferation (TNP)

La crainte de la communaute internationale est l’augmentation de la proliferation d’armes nucleaires.Pour contrer ce risque, un programme de lutte contre la proliferation a ete mis en place depuis la fin


Figure 3.3 – Proliferation nucleaire dans le monde en 2014

de la 2eme guerre mondiale. En 1953, Eisenhower prononce son celebre discours : Atoms For Peace.En 1957, l’AIEA est cree. L’objectif est d’aider les pays souhaitant se doter d’un programme nucleairecivil en echange de ne pas se doter de l’arme nucleaire.En 1970, le Traite de Non proliferation (TNP) est signe par 189 Etats Menbres. Le TNP a trois piliers :

— La non proliferation— Le desarmement— L’utilisation pacifique de l’energie atomique

Les pays qui n’ont pas signe le TNP sont par exemple l’Inde, Israel ou le Pakistan. La Coree duNord s’est retiree du TNP L’agence internationale de l’energie atomique est chargee en vertu de l’ar-ticle III du TNP, de controler l’usage pacifique des matieres nucleaires dans les pays non dotes del’arme nucleaire, parties au Traite, par le biais d’accords de garantie signe par chaque ENDAN avecl’Agence afin que celle-ci verifie le respect de leurs engagements. A la suite de la decouverte d’activitesnucleaires clandestines en Irak le programme de renforcement des garanties de l’AIEA, dit � 93 + 2�, a ete lance. Ce programme vise a accroıtre l’etendue et la precision des controles de l’AIEA afin degarantir l’efficacite du regime de non-proliferation nucleaire.

3.2.3 Cas : la Coree du Nord

Les armes nucleaires en Coree du Nord sont un sujet diplomatique particulierement tendu, no-tamment entre la Coree du Sud, le Japon et les Etats-Unis. La Coree du Nord est partie prenantedu Traite sur la non-proliferation des armes nucleaires (TNP) jusqu’au 10 janvier 2003 ou elle seretire apres avoir ete accusee de mener un programme clandestin depuis au moins 1989. Apres plu-sieurs cycles de negociations comprenant la Coree du Sud, le Japon, les Etats-Unis, la Russie et laChine, la Coree du Nord a plus ou moins montre des signes d’apaisement dans sa volonte d’acquerirl’arme nucleaire. Mais finalement, elle procede a un essai nucleaire le 9 octobre 2006 et a un second,plus puissant et sans ambiguite sur sa nature, le 25 mai 20093,4 ainsi qu’un troisieme le 12 fevrier 2013.


La communaute internationale est particulierement inquiete, d’autant plus que la Coree du Norddeveloppe un programme de missiles balistiques pouvant servir de vecteur a l’arme nucleaire, et quecette poursuite en avant de la part du dirigeant nord-coreen Kim Jong-il et de son successeur KimJong-un, malgre les menaces de sanctions de la communaute internationale ou les differentes tentativesd’apaisement sud-coreennes, ne semble pas suivre la raison. Les essais recemment realisees et confirmespar l’agence montre que ce pays possede en 2015 la technologie des armes nucleaires. Le dialogue estdonc la voie diplomatique privilegie afin d’aboutir a un accord en vue d’un traite de non proliferationnucleaire. L’AIEA a donc un role extremement important a jouer dans ces rouages diplomatiques.

3.2.4 Cas : l’Iran

L’Iran est aussi au coeur du debat. L’AIEA soupconne fortement l’Iran de vouloir se doter del’arme nucleaire. Un accord est actuellement en cours afin de limiter le nombre de centrifugeuses envue d’un programme strictement civil. Tres recemment, les accords de Lausanne (signe le 2 avril 2015)imposent une reduction des capacites nucleaires iraniennes (en particulier le nombre de centrifugeuses,qui passerait de 19 000 a 6 104, ainsi qu’une reduction de 98% des stocks d’uranium enrichi) en echanged’une levee des sanctions internationales qui brident l’economie du pays.

Le programme nucleaire iranien a ete lance par le Shah d’Iran dans les annees 1950 avec l’aide desEtats-Unis, puis de l’Europe. Apres la revolution iranienne en 1979, le programme a ete temporaire-ment arrete. Il fut rapidement remis en route, mais avec l’assistance de la Russie. Le programme actuelmet en oeuvre plusieurs sites de recherche, une mine d’uranium, un reacteur nucleaire et plusieursinstallations de transformation de l’uranium qui incluent une usine d’enrichissement de l’uranium. De-puis les annees 1950, le gouvernement iranien assure que le seul but du programme est de developperla capacite en energie nucleaire afin de produire de l’electricite, et planifie de produire 6 000 MWd’electricite a partir d’energie nucleaire en 20101. Depuis septembre 2011, grace a la mise en servicede la centrale nucleaire de Bouchehr, l’energie nucleaire contribue a la production d’electricite iranienne.


Le champ exact des inspections approfondies que l’AIEA sera amenee a effectuer doit etre precisedans les prochains jours. L’objectif de l’organisme international est de confirmer que l’Iran commenceeffectivement a reduire ses capacites nucleaires, un processus qui prendra, selon M. Kerry, de six moisa un an.

3.2.5 Lutte contre le terrorisme nucleaire et radiologique

L’action de l’AIEA est de lutter contre le terrorisme nucleaire et radiologique. Elle promeut no-tamment l’universalisation et la mise en oeuvre du Code de conduite sur la surete et la securite dessources radioactives. L’Union europeenne est le principal contributeur au titre du fonds de l’AIEA pourla securite nucleaire, avec une contribution s’elevant a plus de 25 millions d’euros depuis 2004.

Le quatrieme plan de securite nucleaire de l’AIEA (2014-2017), met tout particulierement l’accentsur :

— l’assistance aux Etats qui en font la demande pour renforcer leur regime national de securitenucleaire (legislation, pratiques, formations, moyens materiels etc.). L’Agence encourage pourcela le developpement de plans integres d’appui en matiere de securite nucleaire (INSSP)

— l’assistance aux Etats qui en font la demande pour adherer et mettre en oeuvre les principauxinstruments internationaux pertinents

— le renforcement des recommandations pertinentes de l’Agence dans le cadre des � Nuclearsecurity series � ainsi que l’aide aux Etats demandeurs a les mettre en oeuvre

— le renforcement de la securite informatique (protection des reseaux et informations sensibles) ;— la coordination des activites techniques internationales de securite nucleaire, afin d’eviter les

doublons et la dispersion des efforts— le developpement du recours, par les Etats, aux missions de revues par les pairs (IPPAS) ;— les ressources humaines en vue de la mise en oeuvre durable des mesures de securite nucleaire ;— la reduction des risques (par la poursuite des actions de l’Agence, a la demande des Etats

concernes, en vue de renforcer les mesures de protection physique des installations existantes,developper des systemes nationaux de comptabilite et de controle, surveiller les frontieres etc.)

3.3 Hard Law & Soft Law

Hard law-soft law, la gouvernance mondiale de la surete nucleaire apres Fukushima (L. Kueny)rapporte par Charles LEDUC


Dans le monde, 435 reacteurs sont en cours d’utilisation, ce qui represente 369 GWe. 72 reacteurssont actuellement en construction. Il devient donc necessaire d’assurer une gouvernance mondiale dela surete nucleaire, surtout apres les divers accidents qui se sont produits par le passe :

— 1957 : Windscale (UK)— 1979 : TMI (USA)— 1986 : Tchernobyl (USSR)— 2011 : Fukushima (Japon)

En particulier, apres l’accident de Tchernobyl, la communaute internationale a pris conscience desrisques d’un dommage nucleaire :

— Pollution d’un site pendant des decennies— Evacuation de population— Effet physique et psychologique sur les populations

Apres l’accident de Fukushima, la question de la viabilite sociale et economique de la technologienucleaire est posee. Il faut arriver a garantir au plan international la surete maximale pour eviter toutnouvel accident afin de preserver l’acceptabilite de la technologie.

Pour obtenir des inflechissements marques en matiere de standards de conception et d’exploitationet dans les pratiques institutionnelles de controle de la surete dans tous les pays option nucleaire,l’ideal serait sans doute de parvenir la mise en place d’une gouvernance internationale contraignante.Les incitations ne semblent pas assez fortes sur les Etats pour qu’ils deleguent une partie de leur souve-rainete dans ce domaine. On est condamne se contenter d’une gouvernance faible qui combine le roleactuel de facilitateur de l’AIEA et la pression par les pairs pour les exploitants, les vendeurs et les auto-rites de surete, en observant que, pour chacun, les incitations a la rigueur sont en train d’etre renforcees.

L’AIEA intervient dans ce domaine sans pouvoir executoire, et ce de plusieurs facons :

— La promotion d’institutions de surete nucleaire competentes et independantes de deux facons :d’une part la formation et l’appui aux autorites de surete naissante et d’autre part le controlede regles minimales d’autonomie et de competences des autorites de surete de chaque paysadherant, avec les missions d’audit, dite Integrated Regulatory Review Service (IRRS), qui sonteffectuees tous les dix ans en principe

— la diffusion d’une culture de surete au travers des peer reviews volontaires dans les installationsnucleaires des pays le demandant, qui s’ajoutent a celles qui sont effectuees par l’organisationmondiale des exploitants nucleaires (la World Association of Nuclear Operators ou WANO)effectuees tous les six ans

— la promotion de normes de surete severes, les � IAEA Fundamental Safety Principles �, par laconcertation en visant a une harmonisation des referentiels de surete vers des niveaux exigeants.

Les missions de l’AIEA ont debouche en 1994 sur la � Convention sur la surete nucleaire (CSN) � alaquelle les membres de l’AIEA adherent sur une base volontaire. Les signataires s’engagent imposer etmaintenir un haut niveau de surete defini en relation avec une reference internationale (benchmark) surdifferents aspects : implantation des equipements, design des reacteurs, construction (dont l’assurance-qualite), exploitation, et procedures d’urgence en cas d’accident et de gestion de crise. La CSN inviteegalement les signataires a proceder a une separation effective entre les fonctions de regulation de lasurete et celles de tout autre organisme concerne par la promotion ou l’utilisation de l’energie nucleaire.


La CSN oblige les signataires de la convention a soumettre des rapports sur la mise en oeuvre de leursobligations pour un examen par des pairs lors des reunions des Etats signataires prevues tous les troisans.

”L’accident de Fukushima a donne une impulsion decisive au processus de renforcementde la gouvernance de la surete nucleaire au niveau de l’UE.”

— Fixer les niveaux des normes de surete des nouveaux reacteurs, mais sans prescription pour lesreacteurs en exploitation. (Au passage la reference semble restera les standards inscrits dansla Convention sur la surete nucleaire de l’AIEA qui seront probablement rehausses lors del’ajustement de la Convention prevu en 2014).

— Mettre en place un systeme europeen d’examens croises des installations nucleaires tous les sixans. (Au passage un examen croise de surete sera impose aux centrales anciennes lors de laprocedure d’autorisation de prolongation de leur duree de vie).

— Assurer la transparence sur toutes les questions touchant a la surete.— Definir precisement les principes garantissant l’independance et les competences des autorites

de surete, en prevoyant aussi une evaluation par des pairs pour verifier qu’ils sont bien respectes.

On est condamne au depart emprunter la voie d’une forme souple de gouvernance Internationaleavec d’un cote une action stimulatrice de l’AIEA pour relever le niveau des normes de surete et desbonnes pratiques en matiere de controle, et etendre les services de conseil en matiere de surete, etde l’autre cote des coordinations respectivement entre autorites de surete nucleaire, entre exploitantsde centrales nucleaires, entre vendeurs de l’autre cote, en tablant sur une diffusion progressive d’uneculture commune exigeante et de normes renforcees. L’AIEA doit jouer aussi un role structurant enincitant les Etats et les autorites de regulation a renforcer leurs independances et leurs competences,en incitant egalement les exploitants et les vendeurs renforcer l’efficacite de leur autoreglementationpar la pression des pairs. Ce ne pourrait donc etre qu’une gouvernance � facilitatrice � centree surla diffusion de normes communes exigeantes, une gouvernance qui s’appuierait sur les pays les plusdesireux de renforcement general et de convergence des normes et qui joueraient la carte de l’exempla-rite.

3.4 Responsabilite civile nucleaire

Propos de M. Kueny, explicitement personnels et qui n’engagent en rien les organisations auxquellesil est/a ete affilie, rapportes par M. Guillaume GIUDICELLI.

Il y a 435 (2012) reacteurs en operation dans le monde et 249 (57%) ne sont pas couverts parun instrument juridique international de responsabilite civile nucleaire (RCN). En droit francais, ondefinit la responsabilite civile par une obligation de ”reparation du dommage ou prejudice cause enversautrui”, que ce soit du fait d’une action ou par imprudence ou negligence, et du fait des personnes donton est responsable. Il faut une causalite entre les dommages et les actions, et en principe la reparationdoit etre integrale. Mais dans l’industrie nucleaire les dommages peuvent etre bien plus importants quedans les autres industries, avec une etendue plus grande voire transfrontaliere, ils peuvent se manifestersur plusieurs annees et le lien de causalite entre la faute et les dommages aux victimes peuvent etredifficiles a demontrer (cancers). On a alors un probleme de securite juridique : une responsabilite illi-mitee en temps et en montant n’est pas assurable et la chaıne de responsabilite exploitant/fournisseursest tres complexe.


On definit donc un regime et des clauses speciales pour le nucleaire :

— Un dommage nucleaire est un dommage ne d’un accident nucleaire qui intervient dans uneinstallation nucleaire (hauts niveaux de radioactivite – ex : mines exclues) ou lors du transportdes matieres nucleaires a destination ou en provenance de ces installations.

— l y a une responsabilite objective de l’exploitant nucleaire (delivre la victime de la charge de lapreuve de la faute ou de la negligence)

— Responsabilite exclusive de l’exploitant nucleaire (canalisation de la responsabilite)— Non discrimination (nationalite, domicile, residence)— Exclusivite de juridictions— Garantie financiere obligatoire— Limitation de la responsabilite dans le temps (en general 10 ans, etendue a 30 ans pour les

Conventions Revisees)— Limitation de la responsabilite dans le montant (discute) ou fixation d’un minimum

3.4.1 Les deux grandes conventions de Responsabilite civile nucleaire (RCN)

Il y a deux groupes de conventions : la convention de Paris en 1960 qui rassemble les pays del’OCDE et d’Europe de l’Ouest et la convention de Vienne en 1963 qui rassemble les pays d’Afrique,d’Amerique centrale et du sud, d’Asie Pacifique et d’Europe de l’Est. Ces deux conventions instaurentdeux principes complementaires : la competence juridique de l’Etat de l’accident, et l’application dela convention pertinente et du propre droit national sans discrimination a l’egard des victimes fondeesur la nationalite, le domicile ou la residence. Pour unifier ces deux conventions, le Protocole communrelatif a l’application des conventions de Paris et Vienne, adopte en 1988 et ratifie par la France en 2014est un systeme d’avantages reciproques pour eviter les conflits de juridiction entre les deux regimes.Il dicte qu’une seule des deux conventions s’applique a un incident nucleaire donne et que l’exploitantresponsable et l’etendue financiere de sa responsabilite sont determines par la convention a laquellel’Etat, sur le territoire duquel l’exploitant responsable est situe, est partie contractante (reserves dereciprocite possibles). Pour completer la convention de Paris, il y a eu la convention de Bruxelles en1963 et un protocole additionnel en 2004 qui etendent les dommages aux dommages immateriels, aucout des mesures de restauration d’un environnement degrade, au cout des mesures de sauvegarde, aumanque a gagner du a une degradation de l’environnement. Il augmente significativement les montantsd’indemnisation, avec la possibilite de prevoir une responsabilite illimitee de l’exploitant. Ce protocolen’est pas encore entre en vigueur car il n’a pas ete ratifie par assez de pays.

Table 3.1 – Indemnisation prevue par la convention de Paris et le protocole de 2004

Tranches Convention Paris/Bruxelles Protocoles revision 2004

Exploitants Installation : 15 millions DTS 700 millions e minimum(soit 18 million e) 70 millions e pour

les installations a faible risqueTransport : 5 millions DTS 80 millions e

Etat de l’exploitant 175 millions DTS (213 millions e 500 millions eParties contractantes 300 millions DTS (365 millions e 300 millions e

TOTAL 596 millions e 1.5 milliards pour les installations

En France, la loi n◦68-943 du 30 octobre 1968 relative a la responsabilite civile dans le domainede l’energie nucleaire (modifiee en 1990 et 2006) fixe notamment a 91 469 410 e, le montant du parl’exploitant au titre de la responsabilite civile nucleaire (montant qui passera a 700 Me des l’entree en


vigueur du protocole de 2004). Chaque exploitant est tenu d’avoir une assurance ou une autre garantiefinanciere a concurrence par accident, du montant de sa responsabilite.

Table 3.2 – Indemnisation prevue par la convention de Vienne

Tranches Convention Vienne Protocoles 1997

Montant minimum Installation : 5 millions DTS Garantie et responsabilite de(responsabilite illimitee possible) (soit 6 million e) 300 millions DTS (360 Me).

La couverture de l’expoitant peutetre limitee a 150 Me pour les

exploitants a condition quel’Etat complete.

Le protocole de 1997 cree la possibilite de ”class action” et etend le delai de recours a 30 ans aulieu de 10.

3.4.2 La convention sur la reparation complementaire (CRC) des dommages nucleaires(1997)

Cette convention vise a repondre a la difficulte americaine pour ratifier les conventions (principede canalisation economique plutot que juridique de la responsabilite). Elle instaure un systeme defonds disponibles avec une 1ere tranche de 300M DTS minimum garanti et une 2eme tranche issued’un fonds international (50% dans l’etat hote de l’accident, 50% en dehors), calcule en fonction despuissances installees. Cette convention est deja en vigueur et se veut autonome vis-a-vis des conven-tions precedentes. Elle couvre/couvrira les reacteurs du Japon, des Etats-Unis, et du Canada, soit 170reacteurs supplementaires (sur 435).

De nombreux pays nucleaires ne sont parties a aucune convention, et notamment l’Afrique du Sud,la Chine et la Coree (23 reacteurs). L’Inde (7 reacteurs) a signe la CRC mais sa legislation est endesaccord avec un grand principe de la CRC, la responsabilite exclusive de l’exploitant.

3.4.3 Fukushima : la RCN en pratique

Elle prevoit une responsabilite illimitee de l’exploitant, le maintien d’une garantie financiere ensouscrivant une assurance privee (120 milliards de Yens) et en signant une convention d’indemnisationavec le gouvernement pour les risques non assurables soit 120 milliards de Yens pour les 6 reacteurs deFukushima (1,19 milliards e). Elle prevoit neanmoins une clause exemptant l’exploitant lorsque ”. . .les dommages sont causes par une catastrophe naturelle grave ayant un caractere exceptionnel. . . ”.Cette clause n’a pas ete invoquee a ce jour par TEPCO.

En pratique, le 13 mai 2011 un cadre a ete fixe par le gouvernement pour soutenir financierementl’indemnisation sous la forme d’un fonds national et en juin 2012 : le gouvernement japonais lance uneaugmentation de capital de pres de 10 milliards d’euros soit une nationalisation de l’entreprise.

Dans les conventions, la notion de ”dommage nucleaire” est definie par les legislations nationalesde facon plus ou moins precises et le lien de ”causalite raisonnable” laisse a l’appreciation du tribunalcompetent. Un ”Comite de reglement des differents” adopte des lignes directrices (juridiquement noncontraignantes). Au Japon, un Nuclear damage compensation facilitation corporation act a ete mis en


place et mi-2014, TEPCO avait recu plus de 2,2 millions de demandes d’indemnisation, et plus de 30milliards d’euros ont deja ete verses. L’Etat Japonais a verse plus de 36 milliards d’euros a TEPCOvia le corporation act pour faire face.

3.4.4 Conclusion

Si le regime est imparfait, il a le merite d’exister, et la priorite reste de faire ratifier et entrer envigueur le protocole de revision de la convention de Paris/Bruxelles de 2004. L’accident de Fukushimapousse a se poser la question du dimensionnement d’une responsabilite civile nucleaire, par rapporta l’accident ”moyen” theorique, ou par rapport a l’accident le plus couteux. Les principes de la RCNont prouve leur utilite dans la loi japonnaise, mais des points tels que la limitation de duree a 10ans reste problematique, car si 10 ans est trop court, allonger cree des difficultes a assurer. La notionde dommages nucleaires indemnisables est toujours a definir, confere la demande des Etats-Cotiersd’indemniser le risque percu en cas d’accident de transport.

Chapitre 4

Conclusion


Durant ce voyage d’une semaine consacre a l’energie nucleaire, nous avons pu apprendre beaucoupsur le monde du nucleaire, a travers le quotidien de deux mondes tres differents. Premierement, celuide l’exploitant de centrale nucleaire, en visitant la Centrale Nucleaire de Production d’Electricite deGolfech. Puis, celui plus diplomatique, de l’Agence Internationale de l’Energie Atomique, et notam-ment a travers la representation permanente de la France aupres de cette agence.

La visite de la CNPE de Golfech nous aura permis d’avoir un apercu technique assez precis dufonctionnement reel d’une centrale nucleaire, des contraintes auxquelles sont reellement confrontees lesoperateurs et de ce qu’ils vivent au quotidien, grace aux temoignages qui nous ont ete fait, ainsi qu’ala mise en situation permise par le simulateur pleine echelle par exemple. Nous avons egalement punous rendre compte de la complexite d’une installation reelle, mais aussi du savoir-faire des operateurs,necessaire pour la faire fonctionner, et enfin des competences de l’industrie de pointe capable de laconstruire et de l’exploiter.

Par ailleurs, dans la seconde partie de ce voyage, nous avons pu nous familiariser d’avantage avecl’AIEA. Nous avons eu la chance d’assister a de nombreuses presentations, nous fournissant un pano-rama, certes non exhaustif, mais tres diversifie des nombreuses activites et domaines de competencesde l’agence, allant de la gestion de crises accidentelles a la regulation des dispositifs nucleaires a usagemilitaire, tres ancre dans l’actualite comme nous avons pu le voir avec le dossier iranien, en passantpar l’aide au developpement de technologies alternatives basees sur l’utilisation de radioelements.

Nous avons egalement eu la chance d’entrevoir la vision politique de la France vis-a-vis des nom-breuses problematiques soulevees par l’AIEA. Ce qui est d’autant plus interessant que la France estun pays special du point de vue de l’agence, car detenteur de l’arme nucleaire et signataire du Traitede Non Proliferation, ce qui nous aura permis de discuter de ces questions en detail.

Ainsi, ce voyage fut tres enrichissant, et c’est unanimement que nous sommes fiers et heureuxd’avoir eu l’opportunite d’en faire partie.

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Bibliographies

1. Presentation de l’action de la Representation permanente de la France aupres de l’ONU et desorganisations internationales a Vienne (S.E. M. Paradas)

2. Presentation des missions organisees par l’AIEA a Fukushima sur le demantelement et lesdechets (G. Bruno, chef de l’unite Radioactive Waste and Spent Fuel Management)

3. Presentation de la gestion par l’AIEA de la Crise de Fukushima et de ses consequences (D.Flory, Directeur general adjoint de l’AIEA en charge de la surete et de la securite nucleaires)

4. Presentation de l’Incident & Emergency Center (IEC) de l’AIEA

5. Presentation des activites de l’AIEA/NE vis-a-vis des newcomers (J.L. Ferraz-Bastos, NuclearInfrastructure Development Section)

6. Presentation des activites de l’AIEA/NE dans le domaine de la gestion des dechets nucleaires(I. Mele, Division of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology)

7. Presentation de quelques applications industrielles non energetiques de la radioactivite (S. Sabhar-wal et P. Brisset, Radioisotope Products and Radiation Technology Section)

8. Presentation de l’activite de l’AIEA dans le domaine des garanties du Traite de Non-proliferation(N. Tuley, Section for Strategic Planning and External Coordination)

9. Iran, Capacity Building Initiative, Conference TNP, Internationalisation du cycle du combus-tible, debats autour du desarmement (N. Fremy et L. Kueny)

10. Hard law-soft law, la gouvernance mondiale de la surete nucleaire apres Fukushima (L. Kueny)

11. Responsabilite civile nucleaire (L. Kueny)

12. IAEA : Activities in Response to the Fukushima Accident, Report by the General Director

13. IRRS : Missions report to the government of Japan, IAEA

14. IAEA Mission Report : IAEA international fact finding of the expert mission of the FukushimaDai-Ichi NP accident following the great East Japan earthquake and Tsunami

RAPPORT DE VOYAGE D’OPTION G enie Atomique · 2 Agence Internationale de l’Energie Atomique...

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